SE DE N N A SECRETARIA DE LA DEFENSA NACIONAL DIRECCIÓN GENERAL DE SANIDAD FÍSICA MÉDICA
CURSO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA PARA EL DIAGNOSTICO MEDICO CON RAYOS X
MANUAL DEL CURSO
Indice PARTE I. PRINCIPIOS BÀSICOS.
I.
Antecedentes .................. ...... ........................ ........................ ....................... ....................... ........................ ....................... ........... I.1. Objetivo de la Protección Radiológica ...................... .................................. ........................ ................ .... II. Estructura atómica de la materia ...................... .................................. ........................ ........................ ............... ... II.1. Introducción ........................ .................................... ......................... ......................... ........................ ..................... ......... II.2. El átomo ........................ ..................................... ........................ ....................... ........................ ........................ ............... ... II.3. El núcleo .............................. ........................................ ....................... ......................... ........................ ...................... .......... II.4. La masa y la energía ....................... .................................. ....................... ........................ ........................ ............ III. La Radiación Ionizante ............................. .......................................... ......................... ........................ ..................... ......... IV. Producción de Rayos X ........................ .................................... ........................ ........................ ........................ ............... ... IV.1. Rayos X por frenado frenado ...................... .................................. ........................ ........................ ........................ ............ IV.2. Rayos X característicos característ icos ....................... ......... .......................... ........................ .......................... .................... ...... V. Interacción de la radiación con la materia ...................... .................................. ..................... ............... ...... V.1. Introducción Introducción ........................... ........................................ ......................... ........................ ........................ .................. ...... V.2. Paso de partículas alfa y otros iones iones por la materia materia ....................... ............................. ...... V.3. El paso de electrones por la materia ................... ............................... ........................ ................... ....... V.4. El paso de la radiación electromagnétic electromagnética a por la materia ............. ....................... .......... V.5. Atenuación de los los rayos X y gamma ............................. ......................................... ..................... ......... VI. Magnitudes y unidades de Protección Radiológica ........................ .................................... .............. .. VI.1. Introducción Introduc ción ....................... ........... ...................... ........................ .......................... ........................ ...................... .......... VI.2. Exposición (El Roentgen) Roentgen) .................................. .............................................. ........................ .................. ...... VI.3. Dosis absorbida absorbida (El Gray y rad) ......... ...................... ......................... ........................ ..................... ......... VI.4. Dosis equivalente equivalente (El Sievert y el rem) rem) .......................... ...................................... ................... ....... VI.5. Múltiplos y submúltiplos submúltiplos ....................... ................................... ........................ ........................ .................. ...... VI.6. Tasa (o razón) de dosis .................... ................................. ......................... ........................ ..................... ......... VII. Radiación natural ......................... .................................... ........................ ......................... ........................ ..................... ......... VIII. Efectos biológicos causados por la radiación ionizante ............................. ................................ ... VIII.1. Introducción ................... ....... ............................ .......................... ........................ .......................... .................... ........ VIII.2. Daño biológico por radiaciones ..................... ................................. ........................ ..................... ......... VIII.3. Efectos de la radiación en las células ................................ ............................................ .............. .. VIII.4. Clasificación de los efectos efectos biológicos ...................... .................................. ....................... ........... VIII.5. Cánceres Cánceres y daños hereditarios (Efectos (Efectos latentes) latentes) ....................... ............................. ...... VIII.6. Dosis de radiación ............................. ......................................... ........................ ........................ .................. ...... IX. La Protección Protección Radiológica y sus sus principios básicos ........................ .................................... .............. .. IX.1. Límites anuales de dosis para trabajadores trabajadores profesionalmente expuestos y público ................... ....... ........................ .......................... .......................... ........................ ........................ ................. ..... X. Blindajes Blindaj es ....................... .......... ......................... ...................... ........................ .......................... ........................ ....................... ........... X.1. Introducción .................. .............................. ......................... ......................... ........................ ........................ ............... ... X.2. Ley del inverso cuadrado ................. ............................. ........................ ........................ ........................ ............ X.3. Tasa de Exposición (Factor (Factor tiempo) ........................... ....................................... ........................ ............ X.4. Conceptos básicos básicos de blindaje ......................... ..................................... ........................ ..................... ......... X.5. Cálculo de espesores ....................... ......... .......................... ......................... ......................... ....................... ........... X.6. Capas Hemirreductores Hemirreductor es y capas Decirreductoras Decirreductora s ...................... .......... ....................... ........... XI. Detectores de radiación ........................ ..................................... ......................... ........................ ........................ .............. XI.1. Introducción ..................... ........... ...................... .......................... .......................... .......................... ...................... ........ XI.2. Detectores de ionización ionizació n de gas ...................... .......... ......................... ........................... .................... ......
1 2 3 3 3 5 6 8 10 10 11 13 13 14 14 15 16 19 19 19 20 20 21 22 24 28 28 28 29 31 32 33 36 37 38 38 38 40 42 43 44 49 49 49
XI.3. Calibración de detectores ........................ .................................... ........................ ........................ ................ .... XI.4. Tiempo muerto muerto de un detector detector ....................... ................................... ........................ ..................... ......... XI.5. Detectores Detectores de centelleo ................................. ............................................. ........................ ..................... ......... XI.6. Dosímetros personales personales ............................... ........................................... ........................ ........................ ............ XII. Componentes de un sistema de Rayos X ...................... .......... ........................ .......................... ................. ... XII.1. Tubo de Rayos X ......................... ...................................... ......................... ........................ ........................ ............ XII.2. Fuente Fuente de alta tensión tensión ........................... ....................................... ........................ ........................ ............... ... XII.3. Circuitos de control de emisión ........................... ....................................... ........................ ................ ....
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PARTE II. LEGISLACIÒN MEXICANA EN MATERIA DE DIAGNOSTICO MÈDICO CON RAYOS X.
I.1 Responsabilidades Responsabilidades Sanitarias ........................ .................................... ........................ ........................ .................. ...... I.1. Objetivo y campo de aplicación aplicación ..................... ................................. ........................ ........................ ............ I.2. Responsabilidades Responsabilidades Sanitarias Sanitarias ........................ .................................... ........................ ........................ ............ I.2.1. Requisitos ............................. ......................................... ........................ ........................ ........................ .............. I.2.2. Tramites Tramites administrativos administrativos ................. .............................. ......................... ........................ ............... ... I.3. Personas que intervienen en un establecimientos estable cimientos y sus responsabilidad responsa bilidades es I.3.1. Titular .......................... ...................................... ....................... ....................... ........................ ...................... .......... I.3.2. Responsable Responsable de Operación y Funcionamiento Funcionamiento ........................... .............................. ... I.3.2.1. Responsabilidades Responsabilidades .................. .............................. ........................ ........................ .............. I.3.3. Médico Radiólogo Radiólog o ....................... ........... ...................... ......................... ........................... .................... ........ I.3.3.1. Responsabilidades Responsabilidades .................. .............................. ........................ ........................ .............. I.3.4. Técnico Radiólogo Radiólog o ....................... ........... ........................ ........................ .......................... .................... ...... I.3.4.1. Responsabilidades Responsabilidades .................. .............................. ........................ ........................ .............. I.3.5. Asesor Asesor Especializado Especializado en Seguridad Seguridad Radiológica ................ ........................... ........... I.3.5.1. Responsabilidades Responsabilidades .................. .............................. ........................ ........................ .............. I.3.6. Obligaciones Obligaciones Generales ................................ ............................................ ........................ ............... ... II. Instalaciones Instalaciones ............................. .......................................... .......................... ......................... ........................ ..................... ......... II.1. Definición de Zonas Controladas Controladas y Supervisadas ...................... ................................. ........... II.2. Especificaciones Especificaciones de estructura y de acabado ............... ........................... ....................... ........... II.2.1. De las salas de Rayos X y consola de control ................ ............................ ............ II.2.2. De los cuartos oscuros .......................... ...................................... ........................ .................... ........ II.2.3. Area de almacenamiento .......................... ...................................... ........................ ................. ..... II.2.4. Área de Interpretación Interpretación ................................ ............................................ ........................ ............... ... II.3. Señalización ........................ .................................... ......................... ......................... ........................ ..................... ......... II.4. Dimensiones y comunicación ..................... ......... ........................ ......................... ......................... .............. III. Blindajes ........................ .................................... ....................... ........................ ......................... ........................ ...................... .......... III.1. Conceptos ..................... ......... ........................ ......................... ........................... .......................... ........................ ............ III.2. Métodos de cálculo ................................. ............................................. ........................ ........................ ............... ... III.3. Memoria analítica a nalítica ........................... ........................................ ......................... ........................ ...................... .......... III.4. Equivalencias Equivalencias ......................... ..................................... ........................ ........................ ........................ .................. ...... III.5. Verificación ..................... ................................. ......................... ......................... ........................ ........................ ............ IV. Equipos de Rayos X ....................... ................................. ....................... ......................... ........................ ..................... ......... IV.1. Especificaciones Especificaciones para la adquisición adquisición de equipo ................ ............................ ................... ....... IV.2. Pruebas de aceptación aceptación y control de calidad ................. ............................. ...................... .......... IV.3. Equipo procesador de revelado .......................... .............. ........................ ......................... .................. ..... V. Procedimiento de Protección y Seguridad Radiológica ......................... ................................. ........ VI.1. Limites de dosis para el P.O.E. y público ................ ............................ ........................ ............... ... VI.2. Niveles orientativos orientativos de dosis ................. ............................. ........................ ........................ .................. ......
62 62 62 62 63 64 64 64 64 65 65 66 66 66 66 67 68 68 68 68 69 70 70 70 71 73 73 73 74 75 75 77 77 77 79 80 80 80
V.3. Dispositivos de Protección Radiológica ............................................... V.4. Vigilancia Individual ........................................................................ V.5. Uso de equipos móviles y portátiles ................................................... V.6. Procedimiento de protección a pacientes, P.O.E. y público .................... V.6.1. Protección del paciente ........................................................... V.6.2. Protección del P.O.E. .............................................................. V.6.3. Protección del público ............................................................. V.7. Protección de gónadas ..................................................................... V.8. Alternativas para pacientes embarazadas ........................................... V.9. Visitas y acompañantes ................................................................... V.10. Control de recepción de la placa ...................................................... V.11. Manual de Protección y Seguridad Radiológica .................................. V.12. Manual de Procedimientos Técnicos ................................................. V.13. Registros ..................................................................................... Referencias ..........................................................................................
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PARTE I. PRINCIPIOS BÁSICOS. I. ANTECEDENTES La radiación ionizante, por su propia naturaleza, produce daños en los seres vivos. Desde el descubrimiento de los rayos X por Roentgen en 1895 y de la radiactividad por Becquerel, en 1896, los conocimientos sobre sus efectos han ido avanzando a la par que los estudios sobre las propias radiaciones y sobre la esencia de la materia misma, no siempre sin episodios desgraciados. El propio Becquerel (Fig. 1) sufrió daños en la piel causados por la radiación de un frasco de radio que guardó en su bolsillo. Marie Curie (Fig. 1), merecedora en dos ocasiones del Premio Nobel por sus investigaciones sobre las propiedades de las sustancias radiactivas, falleció víctima de leucemia, sin duda a causa de su exposición a la radiación. Más de trescientos de los primeros trabajadores en este campo murieron a causa de las dosis recibidas, con casos significativos como el de los pintores que dibujaban con sales de radio los números en las esferas luminosas de los relojes y mirillas de cañones, afinando el pincel con la boca, que en su mayoría desarrollaron cáncer de mandíbula. El empleo de la bomba atómica en Hiroshima y Nagasaki produjo la irradiación de las poblaciones supervivientes a la explosión, con secuelas que aún continúan siendo estudiadas y son fuente de valiosa información acerca de los efectos biológicos producidos por la radiación a largo plazo. La utilización de las radiaciones en medicina, con fines terapéuticos o de diagnóstico, constituye sin duda uno de los aspectos más destacados del beneficio que éstas suponen para la Humanidad, pero en su desarrollo también se causaron exposiciones a los pacientes, que en la actualidad serían injustificables, provocando en ciertos casos el desarrollo de daños atribuibles a la radiación recibida.
Figura 1.- Henry Becquerel y Marie Curie. Toda esa experiencia negativa sin duda ha ido creando en el subconsciente colectivo una idea deformada sobre la radiación y la radiactividad, que se perciben como intrínsecamente peligrosas, con independencia del tipo de radiación, de la cantidad recibida o del motivo por el que se reciba. Además, a nivel popular, suele desconocerse que radiación y radiactividad forman parte de la Naturaleza y de nuestro propio cuerpo, siendo vistas en general como un nefasto invento del Hombre. 1
Sin embargo, la radiactividad es uno de los grandes descubrimientos del hombre contemporáneo, y a la par que se fueron conociendo sus efectos, también se fueron encontrando aplicaciones de gran utilidad, en las que las sustancias radiactivas o los aparatos emisores de radiaciones ionizantes resultan insustituibles: además de la medicina, la agricultura, la industria, las ciencias de la tierra, la biología y otras muchas ramas dependen hoy en día en muchos aspectos de su utilización. Este tema presenta la naturaleza de la radiación ionizante y los efectos que causa sobre la materia y en particular los tejidos vivos, los procedimientos para su detección y medida, así como las diferentes fuentes de radiación, naturales y artificiales, a las que los seres humanos estamos expuestos. A consecuencia de todo ello es necesario protegerse adecuadamente, para evitar sufrir daños, pero sin limitar innecesariamente la utilización beneficiosa que se puede hacer de la radiación y las sustancias radiactivas en numerosos ámbitos. Ese es el objetivo de la Protección Radiológica, cuyos principios y métodos serán también revisados a lo largo de este curso.
I.1. OBJETIVO DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Es prevenir la ocurrencia de los efectos determinísticos y reducir la incidencia de efectos estocásticos hasta valores considerados aceptables dentro de las normas, debido a la realización de actividades necesarias, en las cuales se hace uso de fuentes de radiación ionizante.
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II.- ESTRUCTURA ATOMICA DE LA MATERIA II.1. INTRODUCCIÓN ¿QUÉ es la materia? Según el diccionario, es "aquello que constituye la sustancia del universo físico". La Tierra, los mares, la brisa, el Sol, las estrellas, todo lo que el hombre contempla, toca o siente, es materia. También lo es el hombre mismo. La palabra materia deriva del latín mater , madre. Las radiaciones ionizantes y sus efectos también son procesos atómicos o nucleares. Por eso debemos describir a los átomos y sus núcleos antes de hablar de la radiación. II.2. EL ÁTOMO La pequeñez de los átomos embota la imaginación. Los átomos son tan pequeños que pueden colocarse unos 100 millones de ellos, uno después de otro, en un centímetro lineal. Su radio es del orden de l0-8 cm. A su vez, los núcleos tienen dimensiones lineales 10 000 a 100 000 veces más pequeñas. El radio nuclear es de 10-12 a 10-13 cm. En términos de volumen, los átomos ocupan como l0- 24 cm³ y los núcleos l0-38 cm³. Nuestra imagen del atómo recuerda la de un sistema planetario en el que el núcleo está en el centro y los electrones giran a su alrededor, de hecho no puede decirse exactamente dónde se encuentra cada electrón en cada instante, como se ilustra en la figura 2.
Figura 2. Nuestra imagen del átomo.
El núcleo de cada átomo está formado a su vez por protones y neutrones. Lo podemos imaginar como un racimo de partículas, pues neutrones y protones se encuentran en contacto unos con otros. Los electrones tienen carga eléctrica negativa (-e), los protones la misma, pero positiva (+e), y los neutrones no tienen carga. Los núcleos son por consiguiente positivos. La fuerza fundamental que mantiene a los electrones unidos a su respectivo núcleo es la eléctrica; sabemos que cargas opuestas se atraen y cargas del mismo signo se repelen. Los átomos normalmente son eléctricamente neutros, pues el número de electrones orbitales es igual al número de protones en el núcleo. A este número se le denomina número atómico (Z) y distingue a los elementos químicos. Ahora 3
bien, los electrones orbitales se encuentran colocados en capas. La capa más cercana al núcleo es la capa K; le siguen la capa L, la M, la N, etc. Una clasificación de los elementos la constituye la tabla periódica, en que a cada elemento elemento se le asocia su correspondiente correspondiente Z (véase la figura 3).
Figura 3. La tabla periódica de los elementos.
Si por algún proceso físico un electrón se separa de su átomo correspondiente, se dice que sucede una ionización. El átomo resultante, ahora con una carga neta positiva, se llama ion positivo, o átomo ionizado. La ionización puede tener lugar en cualquiera de las capas atómicas, denominándose ionización K, L, M, etc. Cuando sucede una ionización de capa interna, como la K, queda un espacio vacante en la capa. El átomo tiene la tendencia entonces a llenar esta vacancia con un electrón de una capa externa. Al suceder esto, hay una emisión de radiación electromagnética (luz visible, rayos ultravioleta, o rayos X), como lo muestra la figura 4.
Figura 4. Si sucede una ionización en la capa K, un electrón de la capa L llena la vacancia, emitiéndose un fotón.
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II.3.EL NÚCLEO El núcleo está en la parte central del átomo, y consiste de protones y neutrones. Cada elemento de un Z determinado puede contener en su núcleo diferente número de neutrones sin que ello afecte su número atómico; por ejemplo, el hidrógeno, el elemento más sencillo, puede tener cero, uno, o dos neutrones. El núcleo del hidrógeno más común sólo consiste de un protón; le sigue el hidrógeno pesado, o deuterio, con un protón y un neutrón; y el tritio, con un protón y dos neutrones. Todos ellos son hidrógeno, por ser de Z = 1, pero las variantes según N, el número de neutrones, se llaman isótopos del hidrógeno. La figura 5 muestra los isótopos del hidrógeno.
Figura 5. Los isótopos del hidrógeno.
El número de masa A de los núcleos es igual al número total de nucleones (así se llama genéricamente a los neutrones y protones). En otras palabras, A = N + Z, con lo cual se define totalmente de qué núcleo se trata. Hay más de 2 000 isótopos conocidos de todos los elementos. En el cuadro 2 se dan ejemplos de algunos isótopos de los elementos elementos más ligeros. Para identificar sin ambigüedad a los núcleos, se usa la siguiente notación en donde X representa el símbolo químico (H, He, Li, etc.). Al indicar A y Z, queda definido N = A- Z. Nótese, además, que se puede prescindir de escribir Z, pues ya se tiene el símbolo químico, que es equivalente. En esta notación, los isótopos del hidrógeno son 1H, 2H y 3H. Los del oxígeno serán 16O, 17O y 18O. La llamada Tabla de los Núclidos clasifica a todos los núcleos conocidos. En ella se asignan casilleros a los núclidos, teniendo en el eje horizontal el número N y en el vertical Z, como lo muestra la figura 6 para los elementos más ligeros.
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Figura 6. Tabla de los isótopos de los elementos ligeros..
II.4. LA MASA Y LA ENERGÍA La masa de los núcleos es otra de sus características importantes. Para cuantificaría se define la unidad atómica de masa (u.a.m) como 1/12 de la masa del átomo de 12C, que tiene 6 protones, 6 neutrones y 6 electrones. En estas unidades las masas de las partículas fundamentales resultan ser: masa del protón = m p = 1.007277 u.a.m. masa del neutrón = m n = 1.008665 u.a.m. masa del electrón = m e = 0.000549 u.a.m. Como se puede ver, la parte importante de la masa de un átomo se debe a los nucleones; los electrones contribuyen poco, siendo la masa del electrón aproximadamente igual igual a 1/ 1 835 de la masa del protón. Un mol de una sustancia es igual a su peso molecular expresado en gramos. Se sabe que un mol de cualquier material tiene el mismo número de moléculas, a saber, 6.023 X 1023, llamado número de Avogadro. Una u.a.m. equivale a 1.66043 X 10-24 gr, que es precisamente el recíproco del número de Avogadro. La masa de un isótopo dado nunca es igual a la suma de las masas de sus componentes. Este hecho extraño se debe a que la masa (m) se puede transformar en energía (E), y viceversa, según la muy conocida ecuación de Einstein: E = mc²
(1)
Donde c es es la velocidad de la luz, 3 X 1010 cm/ seg. seg. Si la masa del isótopo es menor que la suma de las masas de sus componentes, la diferencia de las masas es la energía de amarre del isótopo. Ésta es la energía que se requiere para romper al isótopo en sus componentes.
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La unidad conveniente de energía es el eléctrón-volt (eV), que es la energía adquirida por una partícula con una carga electrónica (e) al ser acelerada en una diferencia de potencial de 1 volt. Sus múltiplos son: 10 3eV = 1 000 eV = 1 keV (kilo electrón-volt) 10 6eV = 1 000 000 eV = 1 MeV (mega electrón-volt) Se puede demostrar que 1 Mev equivale a 1.6 X 10-6 ergs. De acuerdo con la ecuación de Einstein, se puede calcular que 1 u.a.m: (la masa de un nucleón aproximadamente) equivale a 931 MeV, o bien a 1.49 X l0 -3 ergs. Si se piensa en el gran número de núcleos que contiene la materia, ésta es una cantidad enorme de energía. Como ejemplo de energía de amarre, consideremos el deuterio cuya masa medida es 2.014102 u.a.m. Por separado, el protón, el neutrón y el electrón totalizan 2.016491 u.a.m. Esto significa que para separarlos haría falta proporcionarles 0.002389 u.a.m., o bien 2.23 MeV. Por esta razón se dice que la energía de amarre del deuterio es 2.23 MeV, y este isótopo es estable. Por otro lado, hay isótopos a los que les sobra masa, y por lo tanto pueden romperse en distintas formas y todavía los fragmentos resultan con gran energía cinética. La fuerza nuclear que actúa en estos procesos es una fuerza de atracción entre pares de nucleones (protón-protón, neutrón-neutrón y neutrón-protón), asimismo, es independiente de las otras fuerzas, como la eléctrica y la gravitacional.
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III.- LA RADIACIÓN IONIZANTE. La Radiación es un proceso de transmisión de ondas o partículas a través del espacio o de algún medio; el término también se emplea para las propias ondas o partículas. Las ondas y las partículas tienen muchas características comunes; no obstante, la radiación suele producirse predominantemente en una de las dos formas. La radiación mecánica corresponde a ondas que sólo se transmiten a través de la materia, como las ondas de sonido. La radiación electromagnética es independiente de la materia para su propagación; sin embargo, la velocidad, intensidad y dirección de su flujo de energía se ven influidos por la presencia de materia. La radiación electromagnética con energía suficiente para provocar cambios en los átomos sobre los que incide se denomina radiación ionizante. La radiación de partículas también puede ser ionizante si tiene suficiente energía (figura 7).
Figura 7.- Esquema de un proceso de ionización
Algunos ejemplos de radiación de partículas son los rayos cósmicos, los rayos alfa o los rayos beta. Los rayos cósmicos son chorros de núcleos cargados positivamente, en su mayoría núcleos de hidrógeno (protones). Los rayos cósmicos también pueden estar formados por electrones, rayos gamma, piones y muones. Los rayos alfa son chorros de núcleos de helio positivamente cargados, generalmente procedentes de materiales radiactivos. Los rayos beta son corrientes de electrones, también procedentes de fuentes radiactivas. La emisión de radiaciones ionizantes es una característica común a muchos átomos en cuyo núcleo el número de neutrones resulta escaso o excesivo, lo que les hace inestables. Esos átomos son llamados "radiactivos". En ellos, las ligaduras nucleares se transforman en busca de configuraciones más estables, a la vez que se libera energía, asociada a la radiación emitida. Esta puede ser de cuatro tipos fundamentales: a). Partículas alfa α ( ), que consisten en dos protones y dos neutrones, con capacidad limitada de penetración en la materia, pero mucha intensidad energética. b). Partículas beta β), ( que son electrones o positrones procedentes de la transformación en el núcleo, algo más penetrantes aunque menos intensas. c). Radiación gamma (γ), que es radiación electromagnética del extremo más energético del espectro, por tanto muy penetrante. 8
d). Neutrones, que al no poseer carga eléctrica también son muy penetrantes (véase figura 8).
Figura 8.- Emisión de radiaciones ionizantes desde el núcleo atómico.
La velocidad con que dichas transformaciones tienen lugar en una sustancia radiactiva se denomina actividad, y se medirá como el número de átomos que se desintegran por unidad de tiempo, teniendo como unidad natural (1 desintegración / segundo) al Becquerel, así llamado en honor al descubridor de la radiactividad. Una unidad anteriormente utilizada, pero que no pertenece al Sistema Internacional, es el Curie, correspondiente a la actividad existente en un gramo de 226Ra (3,7·1010 desintegraciones / segundo). El Becquerel (abreviadamente Bq) es una unidad muy pequeña y de poco uso práctico (sería como medir longitudes o distancias en micras), baste decir que nuestro propio organismo contiene aproximadamente 4.000 Becquerel de 40K, por lo que siempre se emplean sus múltiplos. Por el contrario 1 Curie (Ci) es una actividad considerable, e incluso peligrosa según las sustancias, por lo que se emplean a menudo sus submúltiplos.
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IV. PRODUCCIÓN DE RAYOS X. Cualquier hospital o clínica tiene al menos un tubo de rayos X (figura 9). Este equipo acelera electrones dentro de un tubo de vidrio al vacío, usando una diferencia de voltaje de cientos de miles de volts para hacerlos chocar contra un trozo de material pesado (tungsteno o cobre montado sobre tungsteno) en su interior. Como consecuencia de la colisión la energía de los electrones se transforma en radiación electromagnética que sale del tubo. Esta radiación son los rayos X descubiertos por Roentgen. Si el electrón proyectil interacciona con un electrón de una capa interna del átomo blanco (efecto fotoeléctrico) y no con uno de la capa externa (efecto Compton), se producen rayos X característicos. Esta radiación se origina cuando la interacción tiene la suficiente violencia para ionizar el átomo del blanco. La radiación de frenado o Bremsstralhung se origina cuando el electrón proyectil interactua con el campo magnético del núcleo del átomo pues al ser una carga negativa, es atraído por él disminuyendo su energía cinética, convirtiéndose esta en un rayo X de energía variable.
IV.1. RAYOS X POR FRENADO. Para describir el proceso de emisión de rayos X por frenado, supondremos el caso de un generador ideal que provea una diferencia de potencial entre ánodo y cátodo constante en el tiempo de 100 Kv, de la forma siguiente: A. Al polarizarse el filamento que se halla en proximidades del cátodo y establecerse en él una corriente de calentamiento, se forma, debido al alto vacío, una nube de electrones en derredor del filamento. B. Al cerrarse el circuito en el momento del disparo, se polariza el ánodo, estableciéndose un campo eléctrico entre ánodo (positivo) y cátodo (negativo), y debido a este campo eléctrico todos los electrones de la nube serán acelerados hacia el ánodo, adquiriendo una energía cinética máxima 100 keV. C. Si bien todos los electrones acelerados adquieren la misma energía dependiendo ésta exclusivamente del potencial (kV) aplicado, en cada caso procederán a frenarse e interactuar con los átomos del blanco entregando su energía de un modo diferente, siguiendo cada uno su propia trayectoria. Para el conjunto se puede considerar que del 100% de la energía entregada por los electrones al interactuar con blanco, el 99% en promedio se transforma en calor al frenarse los electrones y solo el 1% se emite en forma de fotones de rayos X, de energías variables y en espectro continuo entre cero y el valor máximo de energía de aceleración, tal como se describe en el punto siguiente. Para estudiar la interacción de los electrones en el blanco del tubo de rayos X, seguiremos la historia de 3 electrones tipo: 1. En el menos probable de los casos que llamaremos, el electrón se encuentra brusca e inmediatamente con un electrón orbital del blanco produciéndose una violenta desaceleración por repulsión electrostática que motivará la inmediata entrega de su energía cinética con poco gasto de 10
energía de frenado (aproximadamente 2 keV) transformándose el resto en un fotón de rayos X de 98 keV. 2. En mayor número de casos el proceso de frenado se produce en etapas antes de la colisión final, gastándose en las diferentes desviaciones aproximadamente el 50% de la energía cinética y emitiéndose fotones de 50 keV. 3. Pero es mucho más frecuente todavía el caso de electrones que insumen en el proceso de frenado casi toda su energía cinética (por ejemplo un 97%), emitiendo fotones de rayos X de tan solo 3 keV. Cabe aclarar que cada electrón tiene probabilidad de generar un fotón de una energía que podrá variar entre cero y el máximo de su energía cinética, conforme sea su trayectoria en el blanco. Aquellos fotones de muy baja energía, menores a 5 keV, interaccionarán casi en un 95% con el vidrio del tubo por efecto fotoeléctrico y por esta razón no pasarán a formar parte del haz útil. Este vidrio y el aceite de aislamiento constituyen el primer filtrado del haz, denominado filtración propia o inherente del tubo, la cual resulta insuficiente para limitar los fotones de muy baja energía y de poco valor diagnóstico. Por esa razón se agregan filtros adicionales de aluminio después de la ventana del tubo cuya función es atenuar aún más estos fotones denominados “blandos” y evitar que la piel del paciente sea el filtro. Este tema se profundizará más adelante.
IV.2. RAYOS X CARACTERÍSTICOS Durante el proceso de frenamiento algunos electrones alcanzan la energía justa del salto de banda u orbital (normalmente para los niveles K, L, M) de átomos del blanco. Estos electrones orbitales se excitan y pasan al nivel energético inmediato superior y debido a la inestabilidad de los mismos, vuelven a su nivel original emitiendo esta diferencia de energía en forma de una fotón de un valor siempre igual y “característico” del material que constituye el blanco. En el caso del tungsteno o wolframio, se presentan picos de emisión de energías fijas comprendidas entre 60 y 65 keV que refuerzan el espectro continuo de emisión antes desarrollado y se pueden observar en la figura 9.
Figura 9. Espectro de Rayos X 11
En el caso de los equipos dedicados especialmente a mamografía (Mamógrafos), donde el material del ánodo es el molibdeno o el rhodio, se presentan picos de emisión de fotones X por radiación característica con energías comprendidas entre 15 y 20 keV y distribución como la que se observa en la figura 10 y 11, siendo útil reforzar estas bajas energías para poder visualizar la patología mamaria temprana.
Figura 10. Ánodo de tubo de rayos X mamográfico con doble pista de blancos
Figura 11. Emisión característica de una mamógrafo por sistema película-pantalla, con ánodo de molibdeno (Mo), comparada con la emisión de frenado de un tubo con ánodo de tungsteno (W). 12
V. INTERACCION DE LA RADIACIÓN CON LA MATERIA V.1. INTRODUCCIÓN TODOS los empleos de la radiación están basados en cualquiera de las dos siguientes propiedades: penetración de la materia y depósito de energía. Las radiografías, por ejemplo, son posibles gracias a que los rayos X penetran de manera distinta a los diferentes materiales. Por su lado, en la radioterapia se busca depositar energía en los tejidos malignos para eliminarlos. Lo que le sucede a la radiación al pasar por la materia es, por tanto, de primordial interés en varios campos. Uno es el ya mencionado de la medicina. Otro, que más nos incumbe aquí, el de la protección radiológica. Además, la presencia misma de la radiación en general no es evidente si no se cuenta con detectores espaciales, cuya función es hacernos notar los efectos que la radiación les induce. La energía promedio necesaria para producir ionización en un elemento depende de su número atómico. En los elementos ligeros es del orden de decenas de eV; para aire se acepta el valor de 34 eV. Aunque no toda la energía va a ionizar, esto significa que una sola radiación de energía de varios MeV es capaz de producir un total de unos 100 000 pares ión-electrón en aire. La forma detallada en que se produce esta ionización es distinta para cada tipo de radiación y su energía. Conviene separar los tipos de radiación en cuatro grupos según su interacción con la materia: 1) las partículas pesadas cargadas positivamente, que incluyen partículas alfa, protones e iones pesados energéticos; 2) las partículas ligeras cargadas, como electrones, betas y positrones; 3) las radiaciones electromagnéticas, incluyendo rayos X y gamma; y 4) los neutrones. La figura 12 esquematiza los rasgos principales de estos procesos.
Figura 12. Resumen de cómo los distintos tipos de radiación interaccionan con la materia.
13
V.2. PASO DE PARTÍCULAS ALFA Y OTROS IONES POR LA MATERIA Las partículas alfa ( y otros iones pesados) tienen carga positiva y carga grande. Al penetrar la materia atraen a su paso eléctricamente a los electrones cercanos, produciendo ionización de estos átomos. Pierden una pequeña fracción de su energía en cada ionización producida, frenándose gradualmente hasta llegar al reposo. Cuando su velocidad ya se ha reducido de manera sensible, atrapan electrones del material y finalmente se detienen, constituyendo átomos extraños de helio dentro del material. Dado que su masa es mucho mayor que la de los electrones que se encuentran a su paso, su trayectoria es esencialmente recta. Sólo muy ocasionalmente chocan con un núcleo y se produce una desviación. Como son fuertemente ionizantes, pierden su energía cinética pronto, y el alcance de las partículas alfa en cualquier material es mucho menor que el de las otras radiaciones. Además, el alcance es mayor mientras mayor es la energía de la partícula. En sólidos es típicamente de unas micras. Todas las partículas alfa provenientes de una fuente radiactiva tienen el mismo alcance, en virtud de que son monoenergéticas. Para estimar el alcance de las partículas alfa en aire se puede usar la siguiente fórmula empírica
R (aire) = 0.318 E3/2
(2)
Donde el alcance R está dado en centímetros y la energía E la de partícula alfa está en MeV. En alcance en sólidos se obtiene a partir del alcance en aire de acuerdo con la ecuación:
R (sólido) = 3.2 x 10-4 (aire)
(3)
Donde A es el número de masa del sólido y p es su densidad en g/ cm². Resulta del orden de una diezmilésima del alcance en aire.
V.3. EL PASO DE ELECTRONES POR LA MATERIA Los electrones energéticos (y las betas negativas) tienen carga eléctrica, y su masa es la misma que la de los electrones atómicos que se encuentran a su paso. De hecho son indistinguibles de los electrones del material. Así como las partículas alfa, van avanzando y perdiendo energía al ionizar y excitar los átomos del material, hasta frenarse totalmente, pero con la diferencia de que sus trayectorias no son líneas rectas y, por lo tanto, su alcance no está tan bien definido como en el caso de las alfas. Esto se debe a que en choques entre partículas de la misma masa puede haber desviaciones importantes de la dirección inicial del proyectil. El alcance de electrones de MeV de energía en sólidos es típicamente de unos milímetros, y en aire es de unas decenas de centímetros. Cuando han perdido 14
toda su energía se detienen, constituyendo entonces una carga eléctrica extra colocada dentro del material, confundiéndose con los demás electrones. Como las betas provenientes de una fuente radiactiva no son monoenergéticas (por la energía que se lleva el neutrino), su alcance es variado. Cuando un electrón energético se avecina a un núcleo, es desviado bruscamente por la gran carga eléctrica del núcleo. Este desvío provoca la emisión de un fotón de rayos X, cuya emisión se denomina radiación de frenado o bremsstrahlung, y es un mecanismo considerable de pérdida de energía de los electrones. El desvío es más importante entre mayor sea el número atómico Z del material frenador. Es lo que produce la radiación proveniente de un tubo generador de rayos X. Los positrones siguen esencialmente el mismo proceso de frenado que los electrones negativos, salvo al final de su trayectoria. Siendo antimateria, no pueden existir por mucho tiempo en un mundo de materia. El proceso normal que sufren una vez que se ha frenado casi totalmente es el siguiente. En virtud de que tienen carga positiva, se asocian temporalmente a un electrón del material, formando un "átomo" llamado positron, en el que el electrón y el positrón giran uno alrededor del otro. El positron tiene una vida media del orden de 10-10 segundos. Luego se aniquilan las dos partículas, emitiendo radiación electromagnética (rayos gamma). Las masas del electrón y del positrón son de 0.51 MeV cada uno, así que hay 1.02 MeV disponibles al aniquilarse. Normalmente se emiten dos rayos gamma, cada uno de 0.51 MeV; ésta se llama radiación de aniquilación.
V.4. EL PASO DE LA RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA POR LA MATERIA Los rayos X y gamma, al no tener carga, mo pueden ser frenados lentamente por ionización al atravesar un material. Sufren otros mecanismos que al final los hacen desaparecer, transfiriendo su energía, pueden atravesar varios centímetros de un sólido, o cientos de metros de aire, sin sufrir ningún proceso ni afectar la materia que cruzan. Luego sufren uno de los tres efectos y depositan allí gran parte de su energía. Los tres mecanismos de interacción con la materia son: el efecto fotoeléctrico, el efecto Compton y la producción de pares. Se describen en forma gráfica en la figura 13. a) El efecto fotoeléctrico consiste en que el fotón se encuentra con un electrón del material y le transfiere toda su energía, desapareciendo el fotón original. El electrón secundario adquiere toda la energía del fotón en forma de energía cinética, y es suficiente para desligarlo de su átomo y convertirlo en proyectil. Se frena éste por ionización y excitación del material b) En el efecto Compton el fotón choca con un electrón como si fuera un choque entre dos esferas elásticas. El electrón secundario adquiere sólo parte de la energía del fotón y el resto se la lleva otro fotón de menor energía y desviado.
15
Figura 13. Las tres maneras principales de que los rayos X interaccionan con la materia. En los tres casos se producen electrones energéticos.
c ) Cuando un fotón energético se acerca al campo eléctrico intenso de un núcleo puede suceder la producción de pares. En este caso el fotón se transforma en un par electrón- positrón. Como la suma de las masas del par es 1.02 MeV, no puede suceder si la energía del fotón es menor que esta cantidad. Si la energía del fotón original en mayor que 1.02 MeV, el excedente se lo reparten el electrón y el positrón como energía cinética, pudiendo ionizar el material. El positrón al final de su trayecto forma un positronio y luego se aniquila produciéndose dos fotones de aniquilación, de 0.51 MeV cada uno. Cada uno de los efectos predomina a diferentes energías de los fotones. A bajas energías (rayos X) predomina el fotoeléctrico; a energías medianas (alrededor de 1MeV) , el Compton; a energías mayores, la producción de pares.
V.5. ATENUACIÓN DE LOS RAYOS X. Supóngase que se envía un haz delgado de intensidad I 0 (número de fotones) de rayos X o gamma monoenergéticos sobre un material de espesor x, y se coloca detrás de éste un detector, como lo muestra la figura 14. En el material, el haz será atenuado por las tres interacciones ya mencionadas, llegando al detector sólo la cantidad I, menor que I 0 . La atenuación obedece la ley exponencial:
I = I o e-µx
(4)
donde e es la base de los logaritmos naturales, y µ se llama coeficiente lineal de atenuación. Normalmente x se expresa en unidades de cm, por lo que µ estará dado en cm-1.
16
Figura 14. Experimento de transmisión de radiaciones. El número de radiaciones absorbidas es Io -I, y depende del espesor x del absorbedor.
Nótese que la ecuación tiene la misma forma que la ley de decaimiento radiactivo. La figura 15 muestra una curva de atenuación típica. Cuando x= 0, o sea sin absorbedor, la intensidad medida I= I 0 . El valor del coeficiente lineal de atenuación µ determina qué tan rápidamente cae la curva de atenuación.
Figura 15. Curva exponencial de atenuación de rayos X o gamma. Se indican las capas hemirreductora y decimorreductora.
Se puede definir la capa hemirreductora x1/2 como el grueso de absorbedor que reduce la intensidad inicial a la mitad. Dos capas hemirreductoras la reducen a una cuarta parte, y así sucesivamente, n capas hemirreductoras la reducen por un factor 1/2n. La capa hemirreductora está relacionada con el coeficiente lineal de atenuación según la ecuación
x 1/2 = 0.693/µ
(5)
También se define la capa decimorreductora x 1/10 como el espesor que reduce la intensidad a una décima parte. Dos de éstas la reducen a un centésimo, y n capas decimorreductoras la reducen a un factor 110 n. La capa decimorreductora se relaciona con µ según la ecuación:
x 1/10 = 2.203/µ 17
(6)
Una cantidad que se usa normalmente es el coeficiente másico de atenuación µm , que se obtiene al dividir el coeficiente lineal entre la densidad p del material
µm = µ/p
(7)
Si las unidades de p son g/ cm³, las de µ m , son cm²/ g. Si se emplea el coeficiente másico de atenuación, la ley de atenuación queda en la forma
I = Io e- µ m (px)
(8)
Los coeficientes lineal y másico de atenuación difieren de un material a otro. Sus valores dependen de la energía de la radiación. La figura 16 muestra un ejemplo de la variación del coeficiente másico de atenuación para el plomo, según la energía donde se puede ver la contribución relativa que ofrecen cada uno de los tres efectos de atenuación. La atenuación en un experimento como el de la figura 16 implica absorción de energía sólo si se trata de efecto fotoeléctrico; en los otros dos efectos, la atenuación del haz inicial implica la absorción de sólo una parte de la energía de los fotones. Se define entonces un coeficiente de absorción µ a , que siempre es menor o igual al de atenuación.
Figura 16. Coeficiente másico de atenuación de rayos X y gamma en plomo, según la energía del fotón. Se indica la contribución de cada uno de los tres efectos.
18
VI. MAGNITUDES Y UNIDADES DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA. VI.1. INTRODUCCIÓN LOS efectos dañinos de la radiación ionizante en un organismo vivo se deben en primera instancia a la energía absorbida por las células y los tejidos que lo forman. Esta energía absorbida principalmente a través de los mecanismos de ionización y excitación atómica, produce descomposición química de las moléculas presentes. Para poder medir y comparar las energías absorbidas por el tejido en diferentes condiciones ha sido necesario definir ciertos conceptos ( de exposición, de dosis absorbida, de dosis equivalente) , así como las unidades correspondientes. Estas definiciones y unidades han ido evolucionando a medida que se ha tenido mayor conocimiento de la radiación. La Comisión Internacional de Unidades de Radiación ( CIUR) se ha abocado a la tarea de definir un sistema de unidades aceptado internacionalmente, y de empleo rutinario en la Comisión Internacional de Protección Radiológica ( CIPR). Estas unidades en el sistema internacional (S.I.) incluyen el Becquerel, el Gray y el Sievert, y su definición se basa en el sistema MKS. Vienen a sustituir al Curie, al rad y al rem, que son unidades tradicionales. En lo que sigue se definen, en primer lugar, las unidades del S.I. para cada uno de los conceptos, y después las antiguas. La transición de un sistema de unidades al otro ha sido lenta, por lo que es frecuente encontrar las antiguas unidades en los textos, en los medidores de radiación y en el uso cotidiano.
VI.2. EXPOSICIÓN (EL ROENTGEN) La exposición es una medida de la ionización producida por una radiación; su unidad es el Roentgen. Un Roentgen (R) es la exposición (X o gamma) recibida por un kilogramo de aire en condiciones estándar de presión y temperatura (CSPT) si se produce un número de pares de iones equivalente a 2.58 x10- 4 Coulombs. Como la carga de un ion es 1.602 x 10-19 Coulombs, esto equivale a que se produzcan 1.61 x 10 15 pares de iones/ kilogramo de aire. En resumen,
1 R = 2.58 X 10-4 Coulombs/ kg de aire en CSPT, 1 R = 1.61 X 1015 pares de iones/ kg de aire en CSPT. Esta definición es totalmente equivalente a la antigua, en que se tomaba 0.001293 gramos (1 cm³ de aire en vez de un kilogramo, y una unidad electrostática de carga en vez de un Coulomb. Del número de iones producidos en aire por un Roentgen se puede calcular la energía empleada, si se recuerda que la energía necesaria para cada ionización del aire es de 34 eV, equivalente a 5.4 x10 -18 joules (J). Resulta ser: 19
1 R = 0.00869 J/ kg de aire. Como en tejido la energía de ionización es diferente que en aire,
1 R = 0.0096 J/ kg de tejido.
VI.3. DOSIS ABSORBIDA (EL GRAY Y EL RAD) En vista de que el Roentgen deposita diferentes cantidades de energía según el material que recibe la exposición, resulta más cómodo definir un nuevo concepto, la dosis absorbida (D), como la energía depositada por unidad de masa, independientemente de qué material se trate. En el S.I. la unidad de dosis absorbida es el Gray ( Gy), definido como sigue:
1 Gy = 1 J/ kg. La unidad antigua de dosis absorbida es el rad, definido como:
1 rad = 0.01 J/ kg.
Como se puede ver: 1 rad = 0.01 Gy = 1 cGy. Nótese también que un Roentgen deposita en tejido una dosis de 0.96 rad, casi un rad, por lo que con frecuencia estas dos unidades se confunden.
VI.4. DOSIS EQUIVALENTE (EL SIEVERT Y EL REM) Aunque todas las radiaciones ionizantes son capaces de producir efectos biológicos similares, una cierta dosis absorbida puede producir efectos de magnitudes distintas, según el tipo de radiación de que se trate. Esta diferencia de comportamiento ha llevado a definir una cantidad llamada factor de calidad (Q) para cada tipo de radiación. Se seleccionó arbitrariamente Q = 1 para rayos X y gamma, y para las otras radiaciones los valores dados en la Tabla 1. El factor de calidad es una medida de los efectos biológicos producidos por las distintas radiaciones, comparados con los producidos por los rayos X y gamma, para una dosis absorbida dada. Así, por ejemplo, un Gray de partículas alfa produce efectos biológicos 20 veces más severos que un Gray de rayos X (según los valores del cuadro 1). El factor de calidad Q depende de la densidad de ionización de las diferentes radiaciones. La dosis equivalente es un nuevo concepto que se definió tomando en cuenta el factor de calidad. Es igual a la dosis absorbida multiplicada por el factor de calidad. La unidad de dosis equivalente en el S.I. es el Sievert (Sv), definido como:
1 SV = 1 G x Q 20
(9)
La unidad antigua es el rem, con 1 rem = 1 rad x Q. Nótese que 1 rem =
0.01 Sv = 1 cSv.
TABLA 1. Factores de calidad Tipo de radiación
Q
Rayos X,
1
Electrones
1
Neutrones térmicos
2.3
Neutrones rápidos
10
Protones
10
Partículas
20
α
VI.5. MÚLTIPLOS Y SUBMÚLTIPLOS Es común usar los prefijos conocidos, c (centi = 10-2), m (mili = l0-3), (micro = 10-6), k (kilo = 103), y M (mega = 106) para indicar múltiplos o submúltiplos de las unidades de radiación. Algunas conversiones útiles son:
1 Ci = 3.7 X 1010 Bq = 3.7 X 104 MBq 1 mCi = 3.7 X l0 7 Bq = 3.7 X 101 MBq =37 MBq 1 Gy = l00 rad 1 cGy = 1 rad 1 Sv = l00 rem 1 mSv = 0.1 rem 1 μSv = 0.1 mrem
La Tabla 2 muestra un resumen de las unidades de radiación que se han definido.
TABLA 2. Resumen de unidades Concepto
Proceso físico
S.I.
Unidades antiguas
Actividad
Desintegración nuclear
Bq
Ci
Exposición
Ionización del aire
R
R
Dosis absorbida
Energía depositada
Gy
rad
Dosis equivalente
Efecto Biológico
Sv
rem
21
VI.6. TASA ( O RAZÓN) DE DOSIS Las unidades de dosis absorbida y dosis equivalente expresan la cantidad total de radiación recibida, por ejemplo, en una operación dada. Sin embargo, para controlar los riesgos por radiación también es necesario conocer la rapidez (razón o tasa) a la cual se recibe la dosis. Para conocer la razón de dosis (D/t), se divide la dosis recibida (D) entre el intervalo de tiempo (t) correspondiente. La dosis total recibida es igual a la razón de dosis multiplicada por el tiempo de exposición.
D= (D/T) t
(10)
Por ejemplo, si una fuente radiactiva produce a una cierta distancia una razón de dosis de 1 mrem/ hr y una persona permanece en esa posición durante 8 horas, entonces recibirá una dosis total de 8 mrem TABLA 3. Resumen de equivalencias entre Unidades Especiales (en paréntesis) y del Sistema Internacional
Cantidad Actividad
Exposición
Dosis Absorbida
Nombre
Símbolo
Unidades
Bequerel (Curie) Coulomb por Kilogramo (Röentgen) Gray (rad)
Bq (Ci) (R)
dps o s-1 3.7 · 1010 Bq C/Kg 2.58 · 10-4 C/Kg
Gy (rad)
J/Kg 10-2 Gy
Sievert (rem)
Sv (rem)
J/Kg 10-2 Sv
Dosis Equivalente
Ejemplo 1 En base a las equivalencias de la tabla anterior, calcular lo siguiente:
a). 1 MBq = ¿? Ci; b). 1 GBq = ¿? Ci; c). 1 TBq = ¿? Ci; d). 1 mSv = ¿? mrem; e). 10 μSv = ¿? mrem. Solución: a). Si 1 Ci = 3.7 ·1010 Bq = 3.7·104 ·106 Bq 37000 MBq 1 MBq
1 Ci =
=
37000
27 10 ⋅
−
6
Ci
=
y
1 MBq = 1·106 Bq
27 µ Ci
b). Si 1 Ci = 3.7·1010 Bq = 3.7·101 ·109 Bq 22
y
1 GBq = 1·109 Bq
∴
1 Ci =
∴
1 Ci = 37 GBq 1 GBq
1 Ci =
37
=
27 10
−
3
⋅
Ci
=
27
mCi
c). Si 1 Ci = 3.7·1010 Bq = 37·10-3 ·1012 Bq ∴ 1 Ci = 37 mTBq 1 TBq
1 Ci =
37 10
−
3
=
27
y
1 TBq = 1·1012 Bq
Ci
⋅
d). Si 1 Sv = 100 rem y ∴ 1 mSv = 100 mrem
1 mSv = 1·10-3 Sv
e). Si 1 Sv = 100 rem y ∴ 10 µSv = 1 mrem
1 µSv = 1·10-6 Sv
23
⇒
⇒
1 mSv = 100⋅10-3 rem
1 µSv = 100⋅10-6 rem
VII. RADIACIÓN NATURAL La cantidad de radiación natural recibida por un ser humano es relativamente similar en todas partes del planeta y se estima que no ha variado demasiado en el transcurso del tiempo. Se pueden distinguir dos mecanismos principales de irradiación: externa, cuando la radiación proviene de fuera del cuerpo, e interna, cuando el elemento radiactivo emisor ha sido ingerido o inhalado, y por lo tanto se encuentra ubicado adentro del cuerpo del individuo. Los responsables principales de la irradiación externa son los rayos cósmicos de origen extraterrestre que bañan la Tierra. Esta radiación llega a nuestro planeta después de viajar por miles de años desde alguna estrella lejana. Durante las diversas etapas de la evolución de una estrella, ésta emite rayos X, rayos gamma, ondas de radio, neutrones, protones o núcleos más pesados que viajan por el vacío espacio interestelar a la velocidad de la luz o cerca de ella, hasta chocar con alguna molécula o átomo. La probabilidad de chocar con la Tierra es pequeñísima, pero la cantidad de radiación es inmensa. Los rayos cósmicos que se dirigen hacia la Tierra, principalmente protones y partículas alfa, encuentran primero la atmósfera e interactúan con los núcleos de átomos presentes en ella. En este sentido, la capa de aire que está encima de nosotros actúa como un techo protector. La interacción de las partículas cósmicas con los núcleos en el aire produce reacciones nucleares en que se crean nuevas partículas que continúan el viaje hacia la superficie. Las partículas con carga eléctrica van ionizando y excitando las moleculas del aire ocasionando una pérdida gradual de la energía original. Una consecuencia del efecto absorbente de la atmósfera es que la intensidad de los rayos cósmicos aumenta según la altura de la superficie. Al vivir en una ciudad que, como México, se encuentra a unos 2 000 metros sobre el nivel del mar, se recibe una dosis proveniente de los rayos cósmicos, aproximadamente del doble de aquella que se recibe al vivir en la costa. El campo magnético terrestre desvía los rayos cósmicos hacia las regiones polares, por lo que las dosis aumentan con la latitud. Se estima que el promedio de equivalente de dosis de rayos cósmicos para un ser humano es de 30 milirems cada año. La otra fuente importante de irradiación externa la constituyen los rayos gamma emitidos por núcleos radiactivos presentes en el suelo o el aire. Estos núcleos inestables pudieron ser formados por la interacción de rayos cósmicos con el aire o pueden existir en la corteza terrestre, desde sus orígenes. La contribución de los primeros a la dosis externa es insignificante. La cantidad de radiación al aire libre en un lugar está íntimamente relacionada con la presencia de núcleos radiactivos en el suelo. Las llamadas rocas ígneas presentan mayores niveles de actividad que las rocas sedimentarias, aunque entre estas últimas, las pizarras y fosforitas son sumamente radiactivas. Los núcleos que más contribuyen a la radiactividad de las rocas son el potasio-40, el uranio-238 y el torio-232, todos presentes en el suelo desde la formación de la Tierra. 24
Existen lugares en Italia, Brasil, Francia, la India y Nigeria, donde los niveles de radiación al aire libre debido a fuentes terrestres son mucho mayores que los promedios observados en el resto del mundo. Esto se debe a que la composición del suelo del lugar contiene una concentración "anormalmente" alta de radioisótopos. En Brasil existe una región costera en los estados de Espíritu Santo y de Río de Janeiro, cuyas arenas monacíticas son fuertemente radiactivas. En poblaciones cercanas se han medido niveles al aire libre, en las calles, que son 50 veces mas grandes que los considerados "normales", mientras que en las playas —a las que acuden unos 30 000 veraneantes cada año— los valores medidos llegan a ser 500 veces superiores a los promedios. Debido a que las construcciones utilizan generalmente materiales similares en su composición a los del suelo del lugar y a que la población pasa gran parte del tiempo adentro de edificios, existe interés por conocer los niveles de dosis debidos a la radiación proveniente de los muros, suelo y techo de las construcciones. En casas de madera, que no emiten radiación y sirven de blindaje contra la que proviene del exterior, se estima que los niveles interiores de radiación gamma son un 70% de aquéllos al aire libre. En cambio, en casas de ladrillo, hormigón o piedra, la irradiación en el interior es un 30 o 40% mayor que en el exterior. Más adelante en esta sección nos referiremos a la irradiación causada por la irradiación del radón emitido por materiales de construcción, lo cual ha causado gran interés público en estos últimos tiempos. Tomando en cuenta los factores mencionados se estima que el equivalente de dosis promedio mundial para un individuo, producto de la irradiación externa por rayos gamma, es de unos 35 milirems cada año, ver figuras 15 y 16.
Figura 15. Fuentes naturales de Radiación.
25
Figura 16. fuentes artificiales de Radiación.
La irradiación interna se debe a la inhalación de polvo que contenga en suspensión partículas radiactivas, así como a la ingestión de agua y alimentos que hayan incorporado algún elemento inestable a su composición. Tal como se mencionó previamente, los núcleos radiactivos responsables de la radiación natural terrestre pueden provenir de reacciones de rayos cósmicos con el aire, o haber sido formados al comienzo de nuestro sistema planetario. Entre los primeros se pueden mencionar el tritio, el carbono-14, el berilio-7 y el sodio-22. El equivalente de dosis por irradiación interna de todos juntos apenas sobrepasa 1 milirem anual. Entre los radioisótopos del segundo grupo, el potasio-40 y a quéllos de las series de desintegración del uranio y del torio (radio, radón, polonio y plomo) son responsables de una fracción importante de la irradiación interna. El potasio es un elemento esencial para la vida, se incorpora al organismo a través de la alimentación. Un 0.02% del potasio natural es potasio-40, emisor de radiación beta y gamma, con una vida media de mil millones de años. El equivalente de dosis anual debido a sus radiaciones se estima en 18 milirems. Otros núcleos radiactivos que son ingeridos en los alimentos son el radio-226, el plomo-210 y el polonio-210. La carne de reno o de caribú, en las regiones árticas del hemisferio norte, contiene una concentración anormalmente elevada de polonio-210, debido a que estos animales consumen líquenes que tienden a acumular este elemento. Para decenas de miles de personas esta carne es la base de su alimentación. Medidas realizadas en su sangre, huesos y placenta, revelan aumentos de los niveles de dosis en un factor aproximado de 10 en comparación con habitantes de zonas más templadas. Entre los elementos que ingresan al organismo por las vías respiratorias se encuentran el uranio, el torio y los isótopos polonio-210 y plomo-210. (Aprovechamos para señalar que en los pulmones de fumadores la concentración de estos dos núcleos radiactivos es 50% superior a aquella en los pulmones de los no fumadores.) Todos estos elementos son sólidos y su inhalación ocurre al respirar partículas de polvo a las cuales se han adherido. Pero la fuente principal de irradiación interna la constituye la inhalación del gas radón. Este elemento se produce en los decaimientos radiactivos del uranio y del torio y es a su vez inestable, transformándose en una partícula alfa y un núcleo de polonio. Si el 26
radón es respirado y no decae, puede volver a salir junto con el aire expirado. Pero si decae mientras se encuentra en los pulmones, el núcleo de polonio, que es un elemento sólido, se puede quedar adherido al tejido pulmonar y desde ahí continuar emitiendo radiación, pues él también es radiactivo. Grandes cantidades de radón se encuentran en el interior de las minas de uranio y en regiones con suelos que contienen uranio y torio. Las construcciones que emplean materiales particularmente radiactivos muestran niveles altos de radón en el interior. Para esta fuente de radiación natural existen grandes diferencias en las dosis, dependiendo del lugar de habitación, el material de la construcción y el clima. En zonas templadas como en México, la ventilación continua de las viviendas reduce la concentración de radón en el aire interior, mientras que lo opuesto ocurre en climas con temperaturas extremas, donde el uso de calefacción en invierno y aire acondicionado en verano tiende a disminuir la ventilación. Estimaciones de valores promedios mundiales indican equivalentes de dosis anuales de 120 milirems por irradiación interna debida a la ingestión e inhalación del uranio, torio y sus productos de decaimiento, incluido el gas radón. Esta es la fuente principal de radiación para la población mundial actual. En la figura 17 se representan las principales fuentes de radiación natural, como fracción del equivalente de dosis promedio. El total de la radiación natural es de 200 milirems anuales aproximadamente.
Figura 17. Principales fuentes de radiación. Se indican los porcentajes con que cada fuente contribuye a la dosis total promedio en el mundo actual.
27
VIII.- EFECTOS BIOLOGICOS CAUSADOS POR LA RADIACION IONIZANTE. VIII. 1. INTRODUCCIÓN COMO muchos otros agentes físicos, químicos o biológicos, las radiaciones ionizantes son capaces de producir daños orgánicos. Esto es en virtud de que la radiación interacciona con los átomos de la materia viva, provocando en ellos principalmente el fenómeno de ionización. Luego esto da lugar a cambios importantes en células, tejidos, órganos, y en el individuo en su totalidad. El tipo y la magnitud del daño dependen del tipo de radiación, de su energía, de la dosis absorbida (energía depositada), de la zona afectada, y del tiempo de exposición. Así como en cualquier otro tipo de lesión, este daño orgánico en ciertos casos puede recuperarse. Esto dependerá de la severidad del caso, de la parte afectada, y del poder de recuperación del individuo. En la posible recuperación, la edad y el estado general de salud del individuo serán factores importantes.
VIII.2. DAÑO BIOLÓGICO POR RADIACIONES Para los agentes farmacológicos en general es válida la regla de que, para obtener un efecto biológico dado, se requiere dar una determinada dosis mayor que la dosis umbral. La dosis umbral es aquella que marca el límite arriba del cual se presenta un efecto, y debajo del cual no hay efecto. Algunos de los efectos de la radiación caen en este caso, los no estocásticos. Otras sustancias no tienen una respuesta de este tipo, es decir no tienen umbral, por lo tanto no hay una dosis mínima para producir un efecto. Consecuentemente, cualquier dosis dada produce un efecto; para obtener un efecto cero se requiere una dosis cero. Los efectos estocásticos de la radiación se comportan de esta manera. La rapidez con la cual se absorbe la radiación es importante en la determinación de los efectos. Una dosis dada producirá menos efecto si se suministra fraccionada, en un lapso mayor, que si se aplica en una sola exposición. Esto se debe al poder de restauración del organismo; sin embargo hay que tomar en cuenta que esta recuperación no es total y siempre queda un daño acumulativo. El lapso entre el instante de radiación y la manifestación de los efectos se conoce como periodo latente. Con base en esto se pueden clasificar los daños biológicos como agudos (a corto plazo), que aparecen en unos minutos, días o semanas, y diferidos (largo plazo), que aparecen después de años, décadas y a veces en generaciones posteriores. El daño biológico tendrá diferentes manifestaciones en función de la dosis. A bajas dosis (menos de 100 mSv o 10 rem) no se espera observar ninguna respuesta clínica. Al aumentar a dosis mayores, el organismo va presentando diferentes manifestaciones hasta llegar a la muerte. La dosis letal media, aquella a la cual 50% de los individuos irradiados mueren, es de 4 Sv (400 rem), ver figura 18. 28
Figura 18. Representación de los efectos de la radiación ionizante sobre los tejidos vivos.
Ordinariamente, cuando se hace referencia a dosis equivalentes, se quiere indicar una dosis promedio al cuerpo total. Esto es importante ya que en ocasiones pueden aplicarse grandes dosis de radiación a áreas limitadas (como en radioterapia) con un daño local. Si estas mismas dosis se aplican a todo el cuerpo pueden ser letales. Por ejemplo, una persona podría recibir 10 Sv (l 000 rem) en un brazo y experimentar una lesión local, pero esa misma dosis a cuerpo entero le causaría inexorablemente la muerte.
VIII.3. EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN LAS CÉLULAS Cuando la radiación ionizante incide sobre un organismo vivo, la interacción a nivel celular se puede llevar a cabo en las membranas, el citoplasma, y el núcleo. Figura 19.
29
Figura 19. Una célula típica. Si la interacción sucede en alguna de las membranas se producen alteraciones de permeabilidad, lo que hace que puedan intercambiar fluidos en cantidades mayores que las normales. En ambos casos la célula no muere, pero sus funciones de multiplicación no se llevan a cabo. En el caso en que el daño es generalizado la célula puede morir. En el caso en que la interacción sucede en el citoplasma, cuya principal sustancia es el agua, al ser ésta ionizada se forman radicales químicamente inestables. Algunos de estos radicales tenderán a unirse para formar moléculas de agua y moléculas de hidrógeno (H), las cuales no son nocivas para el citoplasma. Otros se combinan para formar peróxido de hidrógeno (H 2 0 2 ), el cual sí produce alteraciones en el funcionamiento de las células. La situación más crítica se presenta cuando se forma el hidronio ( HO), el cual produce envenenamiento. Cuando la radiación ionizante llega hasta el núcleo de la célula, puede producir alteraciones de los genes e inclusive rompimiento de los cromosomas, provocando que cuando la célula se divida lo haga con características diferentes a la célula original. Esto se conoce como daño genético de la radiación ionizante, que si se lleva a cabo en una célula germinal (espermatozoide u óvulo) podrá manifestarse en individuos de futuras generaciones. Por lo expuesto, vemos que la radiación ionizante puede producir en las células: aumento o disminución de volumen, muerte, un estado latente, y mutaciones genéticas. Vale la pena mencionar que estas propiedades destructivas de la radiación se pueden transformar en un beneficio. La radioterapia busca eliminar tejidos malignos en el cuerpo aplicándoles altas dosis de radiación. Sin embargo, por la naturaleza de la radiación, es inevitable afectar otros órganos sanos cercanos. 30
En un buen tratamiento de radioterapia se proporciona la dosis letal al tumor, tratando de que sea mínima la exposición de otras partes del cuerpo.
VIII.4. CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS Se han venido mencionando ya algunas maneras de clasificar los efectos biológicos producidos por las radiaciones. Por su importancia conviene reiterar y resaltar los criterios en que se fundamentan las diferentes clasificaciones. Recientemente la CIPR ha introducido un nuevo concepto en la clasificación de los efectos, basado en la probabilidad de ocurrencia: los efectos estocásticos y los no estocásticos o deterministicos. Los efectos estocásticos son aquéllos cuya probabilidad de ocurrencia se incrementa con la dosis recibida, así como con el tiempo de exposición. No tienen una dosis umbral para manifestarse. Pueden ocurrir o no ocurrir; no hay un estado intermedio. La inducción de un cáncer en particular es un efecto estocástico. Su probabilidad de ocurrir depende de la dosis recibida; sin embargo, no se puede asegurar que el cáncer se presente, menos aún determinar una dosis. La protección radiológica trata de limitar en lo posible los efectos estocásticos, manteniendo las dosis lo más bajas posible. En los efectos no estocásticos la severidad aumenta con la dosis, y se produce a partir de una dosis umbral. Para dosis pequeñas no habrá efectos clínicamente detectables. Al incrementar la dosis se llega a niveles en que empiezan a evidenciarse, hasta llegar a situaciones de gravedad. Para estos casos la protección consiste en prevenir los efectos, no excediendo los umbrales definidos en cada caso. Las quemaduras caen en esta categoría. El daño biológico por radiación puede manifestarse directamente en el individuo que recibe la radiación o en su progenie. En el caso en que el daño se manifieste en el individuo irradiado se trata de un daño somático, es decir, el daño se ha circunscrito a sus células somáticas. Por otro lado, el daño a las células germinales resultará en daño a la descendencia del individuo. Se pueden clasificar los efectos biológicos en el hombre como somáticos y hereditarios. El daño a los genes de una célula somática puede producir daño a la célula hija, pero sería un efecto somático no hereditario. El término "daño genético" se refiere a efectos causados por mutación en un cromosoma o un gen; esto lleva a un efecto hereditario solamente cuando el daño afecta a una línea germinal. Síndrome de irradiación aguda es el conjunto de síntomas por la exposición de cuerpo total o una gran porción de él a la radiación. Consiste en náusea, vómito, anorexia (inapetencia), pérdida de peso, fiebre y hemorragia intestinal. Según su periodo de latencia, los efectos se han clasificado en agudos (a corto plazo) y diferidos (a largo plazo). Los efectos agudos pueden ser generales o locales. Los generales presentan la sintomatología que se resume en la Tabla 4. Los locales pueden ser eritema o necrosis de la piel, caída del cabello, necrosis de tejidos internos, la esterilidad 31
temporal o permanente, la reproducción anormal de tejidos como el epitelio del tracto gastrointestinal, el funcionamiento anormal de los órganos hematopoyéticos (médula ósea roja y bazo), o alteraciones funcionales del sistema nervioso y de otros sistemas. Los efectos diferidos pueden ser la consecuencia de una sola exposición intensa o de una exposición por largo tiempo. Entre éstos han de considerarse: las cicatrices atróficas locales o procesos distróficos de órganos y tejidos fuertemente irradiados, las cataratas del cristalino, el cáncer de los huesos debido a la irradiación del tejido óseo, el cáncer pulmonar, las anemias plásticas ocasionadas por radiolesiones de la médula ósea, y la leucemia.
TABLA 4. Efectos biológicos de las radiaciones. Dosis agudas
Efecto probable
0 – 25
rems (0.0 - 0.25 Sv)
Ninguna lesión evidente.
25 – 50
rems (0.25 - 0.5 Sv)
Posibles alteraciones en la sangre, pero ninguna lesión grave.
50 – 100
rems (0.5 – 1.0 Sv)
Alteraciones de las células sanguíneas. Alguna lesión. Ninguna incapacitación.
100 – 200
rems (1.0 – 2.0 Sv)
Lesión. Posible incapacitación.
200 – 400
rems (2.0 – 4.0 Sv)
Certeza de lesión e incapacitación. Probabilidad de defunción.
400
rems (4.0 Sv)
Cincuenta por ciento de mortalidad.
VIII.5 CÁNCERES Y DAÑOS HEREDITARIOS (EFECTOS LATENTES). El ser humano sufre muchos millones de ionizaciones en su masa de ADN cada día por causa de las fuentes naturales de radiación. Sin embargo, el cáncer no produce más de una de cada cuatro muertes, y sólo una pequeña fracción de éstas es atribuible a la radiación. Se puede afirmar, que el proceso que conduce desde la creación de un par iónico en la molécula del ADN hasta la aparición de un cáncer es altamente improbable. Por otra parte, alrededor del diez por ciento de los recién nacidos sufre algún tipo de defecto hereditario, desde ligeras afecciones, como el daltonismo, hasta graves incapacidades, como el síndrome de Down. Los efectos genéticos pueden clasificarse en dos categorías: alteraciones en el número y la estructura de los cromosomas, y mutaciones de los genes. Las mutaciones genéticas se clasifican, a su vez, en dominantes (que aparecen en los hijos de quienes las padecen) y recesivas (que sólo aparecen cuando ambos progenitores poseen el mismo gen mutante). Para realizar estimaciones válidas del riesgo, deben reunirse ciertas condiciones: en primer lugar, debe conocerse con exactitud la dosis de radiación absorbida por todo el cuerpo o en los órganos de interés; la población irradiada ha de ser 32
observada durante décadas a fin de que todos los tipos de daño tengan tiempo de aparecer; y, puesto que también se presentan naturalmente por múltiples causas, se deberá disponer de una población de referencia, pero que no haya sufrido la irradiación, a fin de poder saber casos habrían aparecido en ausencia de ésta. Tales estudios incluyen a los supervivientes de las bombas atómicas de Hiroshima y Nagasaki, y a diversos grupos que sufrieron irradiaciones con fines médicos. El principal problema reside en que los grupos de población de los estudios que han resultado concluyentes recibieron dosis de radiación significativamente superiores a las habituales en el campo profesional, o en la vida cotidiana. Por ello, no queda más alternativa que extrapolar los riesgos conocidos, producidos por dosis altas, al campo de las dosis reducidas. Prudentemente, los organismos internacionales expertos en el tema1 suponen la inexistencia de umbral para la aparición de cánceres o de efectos hereditarios, y además que existe un incremento lineal constante del riesgo con el aumento de las dosis recibidas. Para ofrecer estimaciones que puedan ser de aplicación general, la Comisión Internacional de Protección Radiológica, indica unos factores de riesgo promediados, que indican una probabilidad de muerte por cáncer del orden de 5 x 10-2 por cada Sievert (dosis efectiva) en una población de todas las edades, siempre que la exposición recibida sea pequeña. Con respecto a los daños hereditarios graves, en la primera generación después de la población que sufra la irradiación, la probabilidad es del orden de 1,5 a 4 x 10-3 por cada Gray recibido en las gónadas. Si esta probabilidad se integra para todas las generaciones posteriores a la irradiada, el valor resultante es del 1 por ciento por Gray. El concepto de dosis de radiación y sus unidades se explica seguidamente.
VIII.6.- DOSIS DE RADIACIÓN Puesto que para la determinación de los efectos biológicos producidos por la radiación ha de cuantificarse la cantidad o dosis recibida en el órgano u órganos afectados; La Dosis Absorbida sería una medida de la energía depositada por unidad de masa, siendo utilizada generalmente cuando se estudian los efectos sobre un tejido u órgano individual, mientras que la Dosis Equivalente considera ya el tipo de radiaciones y su potencial daño biológico, por lo que constituye un mejor índice de la toxicidad de las radiaciones. En la Dosis Efectiva se tiene, además, una medida del riesgo de desarrollo de cánceres o daños hereditarios, en la que se asigna un peso diferente a la dosis equivalente recibida por cada órgano, según el riesgo asociado a su irradiación. Con ello, éste resulta ser el índice de toxicidad más completo, especialmente si se realiza el cálculo de la dosis recibida en el organismo desde el momento de la ingestión o inhalación de productos radiactivos hasta su completa eliminación. Finalmente, un concepto muy utilizado es el de la llamada Dosis Colectiva, que será la suma de las dosis (generalmente se aplica a la dosis efectiva) recibidas por un colectivo de población que esté expuesta a una misma fuente de 33
radiación. Con la dosis colectiva se pueden establecer comparaciones útiles con respecto al impacto producido por las distintas fuentes. Se pueden indicar valores de referencia que ayuden a comprender mejor la transcendencia de un determinado valor de dosis, lo que se presenta en la Tabla 5. Se observa que, frente a la dosis que podría suponer efectos letales de recibirse de forma rápida. TABLA 5. DOSIS DE RADIACION. VALORES COMPARATIVOS
La tabla muestra algunos valores característicos medios de la dosis de radiación. Para dosis equivalente a todo el cuerpo del orden de 10.000 miliSievert (mSv), las probabilidades de supervivencia son mínimas. Cuando la dosis baja a 4.000 mSv, recibiendo tratamiento médico adecuado la probabilidad de supervivencia aumenta al 50% por término medio. Dosis inferiores a 250 mSv no producirían efectos observables de tipo inmediato en la persona, salvo alguna variación temporal en los recuentos de células sanguíneas (leucocitos). Por debajo de los 100 mSv no existe evidencia concluyente de efectos sanitarios en seres humanos, ya que los colectivos que presentan mejores características para los estudios epidemiológicos recibieron dosis más elevadas. Por debajo de estas cifras resulta muy difícil establecer relaciones causa-efecto entre la dosis recibida y la aparición de cánceres o defectos hereditarios, ya que la radiación no es sino uno más entre muchos factores causantes a los que el ser humano está expuesto. 34
Tabla 6. Resumen de los efectos probables, generados por la irradiación total del organismo humano.
Efectos probables de la irradiación total del organismo. Dosis ligera
0 - 25 rems
50 rems
Dosis moderada
100 rems
200 rems
Dosis semimortal
Dosis mortal
400 rems
600 rems
Náuseas y Náuseas y vómitos vómitos al en las primeras 24 cabo de 1-2 Náuseas y horas. horas. vómitos al cabo Corto A continuación un de 1-2 horas. periodo periodo latente de latente a una semana, caída Tras un periodo partir de la Ligeros del cabello, latente de una náusea cambios pérdida del semana, caída de inicial. pasajeros en Náuseas y apetito, debilidad cabello, pérdida la sangre. fatiga con general y otros del apetito y Diarrea, posibles vómitos síntomas como debilidad general vómitos, Ningún otro por encima de irritación de con fiebre. inflamación Ningún efecto efecto 125 roentgens. garganta y de boca y clínico clínicamente diarrea. Inflamación grav garganta detectable. detectable. Alteraciones de boca y hacia el final sanguíneas Posible garganta en la de la primera Probablemente Posibles marcadas con fallecimiento al tercera semana. semana. ningún efecto efectos restablecimiento cabo de 2-6 Síntomas tales diferido. diferidos, diferido. semanas de una como palidez, Fiebre, pero muy pequeña fracción diarrea, epíxtasis rápida improbables Probable de los individuos y rápida extenuación efectos acortamiento de irradiados. extenuación haci y graves en la vida. la 4a. semana. fallecimiento un individuo Restablecimiento incluso en la medio. probable de no Algunas 2a. semana. existir defunciones a las complicaciones a 2-6 semanas. Finalmente, causa de poca Mortalidad fallecimiento salud anterior o probable de 50% probable de infecciones. todos los individuos irradiados.
35
IX.- LA PROTECCION RADIOLOGICA Y SUS PRINCIPIOS BASICOS A la vista de los efectos que la radiación es capaz de producir sobre el ser humano, y por ende en el resto de seres vivos, es evidente la necesidad de controlar las actividades que impliquen el manejo o producción de sustancias radiactivas. Desde 1928 existe un organismo internacional de reconocido prestigio -la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), que se preocupa de emitir una serie de recomendaciones, basadas en los más recientes conocimientos científicos sobre los efectos de la radiación, para orientar a las autoridades encargadas en cada país de la regulación y control en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. Sus recomendaciones están actualmente incorporadas en el Reglamento General de Seguridad Radiológica La protección radiológica tiene un doble objetivo fundamental: evitar la aparición de los efectos deterministas, y limitar la probabilidad de incidencia de los efectos probabilistas (cánceres y defectos hereditarios) hasta valores que se consideran aceptables. Pero, por otra parte, sin limitar indebidamente las prácticas que, dando lugar a exposición a las radiaciones, suponen un beneficio a la sociedad o sus individuos. A los efectos de la protección radiológica se definen las prácticas como todas aquellas actividades que pueden incrementar la exposición humana por introducir nuevas fuentes de radiación, vías de exposición o individuos expuestos, o por modificar las relaciones entre las fuentes ya existentes y el hombre. Para conseguir lograr el objetivo fundamental de la protección radiológica se establecen tres principios básicos: a) Justificación: Toda práctica debe producir el suficiente beneficio a los individuos expuestos o a la sociedad como para compensar el detrimento por causa de la exposición a la radiación. b) Optimización: Para cualquier fuente de radiación, las dosis individuales, el número de personas expuestas, y la probabilidad de verse expuestas, deben mantenerse tan bajas como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta consideraciones sociales y económicas (ALARA). c) Limitación de dosis y riesgos individuales: La exposición individual al conjunto de fuentes susceptibles de control ha de estar sujeta a limites en la dosis recibida y, en el caso de exposiciones potenciales, a cierto control del riesgo. Los anteriores principios implican que, además de las operaciones o situaciones normales, haya que considerar las exposiciones potenciales por causa de accidentes. Generalmente, para estos casos, las limitaciones se establecerán con respecto a su probabilidad de ocurrencia. Este requisito se puede satisfacer aplicando técnicas probabilistas para la cuantificación del riesgo. Dichas técnicas son ya hoy en día comúnmente aplicadas en el caso de las centrales nucleares. La justificación de una práctica ha de analizarse teniendo en cuenta las ventajas e inconvenientes asociados a la introducción de la misma, estableciendo un balance adecuado entre ambos. Puesto que, en la realidad, hay componentes de beneficios y costes difícilmente cuantificables, o de evaluación subjetiva, siempre es posible la comparación de diferentes alternativas. 36
En todo caso, para cada práctica (por ejemplo, la generación de energía eléctrica), debe considerarse la suma de todos los procesos asociados a la misma, incluyendo explícitamente la generación y gestión de los residuos generados. Una vez justificada una práctica, ha de procederse a su optimización. Puesto que se admite que toda dosis de d e radiación implica un riesgo no nulo, no es suficiente con cumplir los límites de dosis - que en todo caso limitan la región de lo inaceptable -, sino que han de reducirse las dosis hasta encontrar un valor óptimo, que maximice el beneficio neto total, para lo cual, mediante técnicas apropiadas se puede comparar el esfuerzo necesario para aminorar las dosis frente a la reducción del detrimento sanitario obtenida. Por último, la limitación de dosis tiene como finalidad la protección de los individuos más expuestos, para garantizar que no se alcancen niveles inaceptables del riesgo de sufrir daños a la salud. Los límites, que se aplican a las exposiciones exposiciones debidas a prácticas, exceptuando exceptuando la exposición a fuentes naturales y la exposición médica, van a sufrir una disminución como consecuencia de las últimas recomendaciones recomendaciones de la ICRP, que se sustentan en los últimos avances a vances en radiobiología. La tabla III recoge los límites aplicables a la exposición ocupacional, definida como la recibida en el trabajo o como consecuencia de él, así como la producida en el trabajo por fuentes naturales cuando supere considerablemente los niveles ambientales en el entorno. IX.1. LIMITES ANUALES DE DOSIS PARA PROFESIONALMENTE EXPUESTOS Y PUBLICO.
LOS
TRABAJADORES
Tabla 7. Limite de Dosis Equivalente Efectiva Anual
Limite de Dosis Equivalente Efectiva anual. P.O.E. Efectos Estocásticos. Estocástic os. 50 mSv (5 rem). Para el cristalino: 150 mSv (15 rem). Mujeres embarazadas: 15 mSv (1.5 rem) Publico. Efectos Estocásticos. Estocástic os. 5 mSv (0.5 rem)
Efectos deterministas. determinist as. 500 mSv (50 rem)
Efectos deterministas. determinist as. 50 mSv (5 rem)
Los límites indicados para la exposición a todo el cuerpo se recomiendan por comparación con el nivel de riesgo existente en actividades profesionales consideradas como especialmente seguras. Los límites especiales al cristalino, piel y órganos se adoptan para prevenir p revenir la aparición de efectos deterministas deterministas derivados de de la irradiación de dichos órganos. Además, existen límites secundarios para la incorporación por inhalación de cada radionúclido, dependiendo dependiendo de su toxicidad y metabolismo, así como límites derivados de concentración en aire en el trabajo. Para cada instalación concreta, han de aplicarse en el diseño límites restringidos, que eviten con razonable prudencia la superación de estos límites por cualquier individuo, tomando como referencia aquellos que puedan estar más expuestos. Así, en el caso de las centrales nucleares, para limitar la exposición del público por vertido de efluentes se toman como referencia referencia los límites indicados en la tabla 7. 37
X. BLINDAJES X.1. INTRODUCCION. Como se sabe, el objetivo de la Protección Radiológica es proteger a los individuos y sus descendientes, a la población y al medio ambiente, ambiente, limitando y previniendo hasta niveles aceptables, los efectos que pudieran resultar de la exposición a la radiación debida a la realización de actividades necesarias, en las cuales se hace uso de fuentes de radiación ionizante. Para limitar y reducir la exposición a la radiación a un mínimo posible se deben de considerar principalmente tres factores que determinan la exposición total que la persona recibe en un campo de radiación. Estos son: 1. Distancia de la fuente al punto de interés. interés. 2. Tiempo de permanencia en el campo de radiación del punto de interés. interés. 3. Blindaje presente presente (cantidad de material y tipo) entre la fuente y el punto de interés. Se menciona el término punto de interés, ya que todos los desarrollos que se presentan enseguida enseguida se basan ba san exclusivamente en la elaboración de los cálculos para un punto de interés fijo y una fuente isotrópica puntual. Cuando se enfrentan problemas de espacio o situaciones en los cuales un trabajador tenga que laborar cerca de una fuente radiactiva, es posible reducir la rapidez de exposición colocando un material o combinación de materiales entre la fuente y el trabajador, cuyo espesor dependerá del tipo de radiación y energía.
X.2. LEY DEL INVERSO DEL CUADRADO (FACTOR DISTANCIA) La intensidad de un campo de radiación disminuye al aumentar la distancia a la fuente radiactiva y viceversa. Considerando una fuente puntual e isotrópica, la intensidad del campo de radiación varía con el inverso del cuadrado de la distancia. Fuente
x
1
x
2
•
•
r 1 r 2 x 1 x 2
2
=
r 2
2
r 1
(11)
A ésta última relación se le conoce como "Ley del inverso del cuadrado", en la que se muestra que la disminución o el aumento de la intensidad en un campo de radiación será inversamente proporcional al cuadrado de la distancia radial de la fuente a los puntos en consideración si las mediciones son en el aire o en el vacío. 38
Para fuentes que no sean puntuales, la rapidez de exposición disminuye con el aumento de la distancia, pero no necesaria-mente en forma inversa con el cuadrado de la misma, Ejemplo 2 Una fuente radiactiva puntual presenta una rapidez de exposición de 3 R/h a una distancia de 20 cm. Calcular la rapidez de exposición a una distancia de 2 m. Solución Datos x 1 = 3
R h
r1 =
para
20
cm = 0.2 m
y x 2 = ?
despejando a
2 de la
x
2
m
ecuación (11) y sustituyendo sus valores tenemos: x 1 ⋅ r1
3
2
x 2 =
r2 =
para
r22
=
R ⋅ (0.2m) 2 R mR h = 0.03 = 30 2 h h (2m)
Ejemplo 3 Con los datos del problema anterior calcule la distancia a la que se tiene una rapidez de exposición de 2.5 mR/h. Solución Datos: x 1 = 3
R h
r1 =
para
20
cm = 0.2 m
y x 2 = 2.5
mR R = 0.0025 h h
para
r2 = ?
Despejando r 2 de la fórmula y sustituyendo los valores correspondientes obtenemos 3
2
r2
=
x 1 ⋅ r1 x 2
=
R 2 ⋅ (0.2m) h R 0.0025 h
= 6.93m
Con lo anterior se manifiesta como influye el factor distancia en un campo de radiación.
39
X.3. TASA DE EXPOSICIÓN (FACTOR TIEMPO) Resulta imprescindible para los fines de establecer riesgos relativos, calcular dosis absorbidas y/o determinar medidas de protección radiológica, conocer los valores de tasa de exposición de un equipo generador de rayos X, para un potencial (kV) dado y una carga (mAs) a una distancia de referencia. Comparando fuentes con equipos de rayos X, podemos establecer algunas similitudes prácticas, a saber: •
•
•
Los factores de geometría de irradiación y corrección por distancia empleados en fuentes radiactivas, conservan el mismo criterio para equipos de rayos X. La constante específica de un material radiactivo que depende fundamentalmente de las características energéticas de su espectro de emisión, será reemplazada en el caso de equipos de rayos X, por familias de curvas de rendimiento donde los parámetros energéticos estarán dados por el kV aplicado, la filtración total en mm Al y el tipo de alimentación. La medida de la Actividad de una fuente es, en equipos de rayos X, reemplazada, a los fines de determinar la dosis, por la carga neta circulante en el tubo expresada en mAseg.
En resumen, para poder conocer qué dosis produce a una distancia dada un equipo generador de rayos X, el procedimiento a seguir consiste en conocer el valor de potencial aplicado kV, la filtración total mm Al y con estos parámetros ingresar en la familia de curvas de rendimiento también denominado “output” que corresponda al tipo de alimentación y ripple del equipo.
Figura 20
40
En el ejemplo de la Figura 11, se obtiene el valor de tasa de exposición por miliampere (mA) de corriente a una distancia de 75 cm del tubo, con rectificación de onda completa, para un determinado valor de potencial en kilovolts (kV) y un cierto espesor de filtro de aluminio,. Conocido este valor solo queda multiplicarlo por la cantidad de mAseg y se obtendrá la exposición a la distancia de referencia, debiéndose luego corregir este resultado por la distancia considerando que ésta influye cuadráticamente. Ejemplo 3 Se desea determinar la exposición producida por un tubo de rayos X, con alimentación de alta tensión d rectificación de onda completa y los siguientes datos: -Diferencia de potencial aplicada: -Corriente de tubo: -Tiempo de exposición -Filtración propia o inherente -Filtración adicional o agregada -Distancia foco piel
70 kVp 200 mA 0.25 seg. 1 mm Al 1 mm Al 65 cm
Entrando en la curva de la Figura 21, se obtiene el rendimiento o OUTPUT.
Figura 21. Kerma de aire en aire a 1 metro de la fuente de rayos X en función de la filtración total para diferentes valores del potencial del tubo. Para equipos trifásicos de potencial constante, multiplicar los valores del equipo monofásico por 1,8. (Derivado de McCullough y Cameron, 1970)
41
Considerando que la filtración total se obtiene sumando la propia más la agregada: Filtración propia + agregada = 1 mm Al + 1 mm Al = 2 mm Al Considerando que el valor de kV es de 70, entonces ingresando por abscisas con un valor de 2 mm Al y subiendo hasta la curva de 70 kV, se encuentra el valor del rendimiento a 75 cm de distancia de referencia cuyo valor es: Rendimiento = 9,4 mR/mAseg a 75 cm Habiendo ya obtenido el rendimiento el valor de exposición a 75 cm será:
Exposición a 75 cm = Rendimiento * mA * tiempo de exposición Exposición a 75 cm = 9,4 mR /mAseg * 200 mA * 0,25 seg = 470 mR Para hallar finalmente la exposición a la distancia foco piel de 65 cm, sólo debe corregirse el valor de exposición a la distancia de referencia por la distancia rn forma cuadrática, como sigue: Exposición a 65 cm = exposición a 75 cm * (75 cm / 65 cm) ^ 2 = 625,74 mR
X.4. CONCEPTOS BÁSICOS DEL BLINDAJE. Supóngase un haz de fotones monoenergético y unidireccional que atraviesa un determinado material de espesor x como se indica en la siguiente figura; en ésta I 0 representa la intensidad del rayo incidente sin blindaje, mientras que I lo es con blindaje, en el cual, de acuerdo a la energía del fotón incidente se efectúan los procesos de interacción de la radiación con la materia como son el efecto fotoeléctrico, el Compton y la producción de pares, ver figura 22.
I 0
I
x
Figura 22. Atenuación de la radiacion
42
Si sólo se considera una parte infinitesimal de ese material, de espesor dx, y del haz una porción muy pequeña dI como se muestra enseguida, se tiene lo siguiente: I
dI
dx
−
dI dx
α I
El signo negativo indica que se tiene una disminución en la intensidad del haz inicial. Para eliminar el símbolo de proporcionalidad (∝ ), la ecuación debe multiplicarse por una constante, que para este caso es μ, conocida como coeficiente de atenuación lineal y así, la ecuación anterior se transforma en: dI = −µI dx
dI = −µdx ; I
de donde
I
∫I
0
dI x = −µ ∫0 dx I
⇒
integrando
ln I II = −µx 0
exponenciando se obtiene: I = I 0 ⋅ e − µx
(12)
X.5. CÁLCULO DE ESPESORES En los casos en que se trabaja con equipos generadores de radiación ionizante y no se pueden modificar la distancia y el tiempo de exposición lo suficiente para que el riesgo radiológico a las personas que se encuentran involucradas sea aceptable, queda únicamente recurrir a la colocación de blindajes adecuados en calidad y cantidad. La absorción de los fotones cae dentro de un patrón exponencial. Teóricamente, esto significa que los fotones nunca son completamente absorbidos sin importar que tan grueso sea el absorbedor. Sin embargo, se puede elegir un blindaje que reducirá la intensidad de la radiación a niveles “no detectables o no peligrosos”. Se usan principalmente tres relaciones para poder efectuar el cálculo de blindaje con fuentes isotrópicas puntuales que son: 43
Para una energía I
= I ⋅ e
Para 2 o más energías
− µ x
n
I
0
= ∑ I ⋅ e −
⋅
µ i x
0i
(13)
=
i 1
I
= I ⋅ e −
n
µ en x
I
0
= ∑ I ⋅ e −
⋅
µ eni x
0i
(14)
=
i 1
I
= I B ⋅ e
− µ x
n
I
0
= ∑ I ⋅ B ⋅ e − 0i
i
⋅
µ i x
(15)
=
i 1
La ecuación (13) se utiliza para condiciones de un haz fino (colimado). En ésta se supone que todos los fotones que se desvían (dispersan) del haz, nunca llegan al detector. Si se usara esta ecuación, se subestimaría el espesor de blindaje requerido. La ecuación (14) se utiliza cuando se requiere incorporar un factor de seguridad en los cálculos de los blindajes. El coeficiente de atenuación lineal de energía "μen " supone que todos los fotones dispersados llegan al punto de interés (al detector), lo que significa que se sobreestima la intensidad de la radiación, dando como resultado que el blindaje calculado sea mayor que el necesario para reducir la intensidad del campo de radiación a niveles prescritos. La ecuación (15) se usa cuando el costo, peso o espacio son factores que se deben considerar. Si se conoce el factor de incremento -B- (Build up) se calcula la verdadera intensidad del campo de radiación que atraviesa un medio (blindaje) y por lo tanto, se obtiene un valor más aproximado para el espesor real de blindaje que se necesita, la siguiente figura 23 muestra esto.
I
= I ⋅ e −
µ x
0
Figura 23. significado
I
= I ⋅ e −
µ en x
0
I
= I B ⋅ e−
µ x
0
aproximado de cada ecuación.
X.6. CAPAS HEMIRREDUCTORAS (CHR) Y CAPAS DECIRREDUCTORAS (CDR) a). Obtención mediante método matemático Una capa hemirreductora ( x ½) se define como el espesor necesario de un determinado material para reducir el campo de radiación (rapidez de exposición) a la mitad de su valor para fotones de una determinada energía; en tanto que la capa decirreductora lo reduce a la décima parte. Aplicando esta definición en la ecuación (24) se obtiene lo siguiente: 44
Cuando
I
=
1 2
I 0
⇒
x
= x
1/ 2
sustituyendo estas condiciones en (13) resulta: 1 2
I0 = I0 ⋅ e
− µ⋅ x1 / 2
⇒
1
= e − µ⋅ x
2
1 / 2
aplicando logaritmos naturales: ln
1 2
= −µ ⋅ x /
1 2
⇒
ln 1 − ln 2 = −µ ⋅ x 1 / 2
y finalmente x 1 / 2 =
ln
2
µ
(16)
Con esta última ecuación se calcula el valor de una capa hemirreductora para un fotón de una determinada energía. El valor μdese obtiene al multiplicar el descrito en la Tabla 8 para la energ coeficiente másico de atenuación μ/ρ) ( ía dada, por la densidad del material (ρ) de blindaje que se est é utilizando. Ya que el μ/ρ de la Tabla tiene unidades de cm²/g, la densidad (ρ) debe tener como
unidades g/cm3 al momento de efectuar la multiplicación.
Siguiendo los mismos pasos se obtiene el espesor de una capa decirreductora que resulta ser: x 1 / 10 =
ln 10
µ
(17)
b). Obtención mediante método gráfico Otra manera de calcular el valor de una capa hemirreductora y decirreductora es mediante el uso de gráficas, sin embargo con éstas se tiene un error visual de apreciación, su ventaja es que el resultado es rápido y bastante aproximado. La Gráfica I “Valor Promedio de Capas Hemirreductoras y Decirreductoras para fotones de 10 keV a 100 MeV (Haz amplio)” correlaciona dichas capas con la energía del fotón (Rayos “X” o gamma) al interaccionar con diferentes materiales usados comúnmente como blindajes, tales como: 1) Agua (Z ef = 8.3; ρ = 1.0 g/cm3); 2) Tabique ligero (ρ = 1.2 g/cm3); 3) Concreto normal ( ρ = 2.2 g/cm3); 4) Concreto pesado ( ρ = 3.2 g/cm3); 5) Fierro (Z = 26; ρ = 7.8 g/cm3); 6) Plomo (Z = 82; ρ = 11.35 g/cm 3); 7) Tungsteno (Z = 74; ρ = 19.1 g/cm 3) y 8) Uranio (Z = 92; ρ = 19.0 g/cm3). Las desventajas que presenta este método, como todos los gráficos son las siguientes:
45
i)
Frecuentemente se cometen errores de apreciación visual, ya que la escala en la que se presentan es logarítmica y sin subdivisiones en cada rango de valores.
ii)
Respecto de las demás gráficas, sólo hay para tres materiales de blindaje cuando en realidad hay una gran variedad y combinaciones de los mismos.
iii)
En lo que respecta a los radioisótopos, sólo son de cuatro a siete los que se encuentran en las gráficas mencionadas, lo que limita mucho su uso.
Ejemplo 4. Calcular el valor de una capa hemirreductora (CHR) y decirreductora (CDR) en plomo, considerando el coeficiente de atenuación masico de 0.05663 cm 2 /g y la densidad del plomo de· 11.35 g/cm 3 Multiplicando la densidad por el coeficiente de atenuación masico y sustituyendo este valor en las ecuaciones (16) y (17) se obtiene la capa hemirreductora ( x 1/2) y decirreductora ( x 1/10 ) de plomo de la siguiente manera: x 1 / 2 =
ln 2
µ
=
0.693 0.643 cm
−1
= 1.08 cm
x 1 / 10 =
y
ln 10
µ
=
2.303 0.643 cm
−1
= 3.58 cm
c) Cálculo del número de capas hemirreductoras Despejando a μ de la ecuaci ón (15) y sustituyéndola en la (12) tenemos: I = I 0 ⋅ e − µx = I 0 ⋅ e
− (ln 2 / x1 / 2 )⋅x
= I ⋅ e − ln
2⋅( x / x1 / 2 )
0
dividiendo entre I 0 y utilizando logaritmos naturales resulta:
x I = - ln 2 I0 x /
ln
I x = - I0 x /
⇒
ln
1 2
ln 2
1 2
pero el espesor de un material x , entre el valor de su capa hemirreductora x ½, es una relación que indica el número de veces de uno en otro ( n), es decir: x x1 / 2
=n
sustituyendo ésta en la ecuación anterior
I = - n ln 2 = ln(2 )-n I0
ln
Eliminando logaritmos y reacomodando I I0
= 2-n
⇒
I=
I0 2
n
(29) 46
donde n es el número de capas hemirreductoras de material para una determinada energía o radioisótopo. Al cociente I/I 0 se le conoce como coeficiente de transmisión (T ), por lo que: T=
I = 2 −n I0
(18)
Ejemplo 5 La normativa establece que para el personal ocupacionalmente expuesto la rapidez de ) no debe ser mayor de 25 μSv/h (2.5 mrem/h) en el lugar donde v a a dosis ( H desarrollar su trabajo. Si se tiene una rapidez de dosis de 10000 μSv/h (1 rem/h) en
ese lugar. Calcular: a) el número de capas hemirreductoras que se requieren. a).- Utilizando la ecuación (29) tenemos: I I0
⇒
= 2-n
25 10000
= 2 −n
∴
Aplicando logaritmos y despejando a n se obtiene: ln 2
-n
= ln 0.0025
⇒
− n ⋅ ln 2 = −5.99
∴
n
=
2
−n
= 0.0025
− 5.99 = 8.64 − ln 2
Por lo que se requieren 8.64 capas hemirreductoras de cualquier material para reducir la rapidez de dosis de 10000 a 25 μSv/h.
Se muestra en la Tabla 8 los Coeficientes de atenuación masico de materiales usados comúnmente como blindajes en protección radiológica, los cuales varían en función de la energia
47
Tabla 8. Coeficientes de Atenuación Másicoμ/ρ
2
(cm /g).
E (MeV)
Pb
Fe
Al
Concreto
H2 O
Lucita
0.050
7.39
1.83
0.321
0.353
0.208
0.192
0.060
4.53
1.11
0.244
0.266
0.192
0.181
0.080
2.11
0.539
0.182
0.195
0.175
0.169
0.100
5.34
0.334
0.157
0.167
0.165
0.160
0.150
1.91
0.179
0.132
0.138
0.148
0.144
0.200
0.936
0.136
0.119
0.124
0.136
0.132
0.300
0.373
0.105
0.103
0.107
0.118
0.115
0.400
0.215
0.0913
0.0919
0.0955
0.106
0.103
0.500
0.150
0.0824
0.0839
0.0872
0.0966
0.0939
0.600
0.117
0.0758
0.0776
0.0806
0.0894
0.0869
0.800
0.0841
0.0663
0.0682
0.0708
0.0786
0.0763
1.000
0.0680
0.0595
0.0613
0.0637
0.0707
0.0687
1.500
0.0509
0.0486
0.0500
0.0519
0.0575
0.0559
2.000
0.0453
0.0425
0.0432
0.0448
0.0494
0.0480
3.000
0.0420
0.0362
0.0354
0.0365
0.0397
0.0384
48
XI. DETECTORES DE RADIACION XI.1. INTRODUCCIÓN Puesto que la radiación ionizante en general no es perceptible por los sentidos, es necesario valerse de instrumentos apropiados para detectar su presencia. Asimismo, interesan su intensidad, su energía, o cualquier otra propiedad que ayude a evaluar sus efectos. Se han desarrollado muchos tipos de detectores de radiación, algunos de los cuales se van a describir aquí. Cada clase de detector es sensible a cierto tipo de radiación y a cierto intervalo de energía. Así pues, es de primordial importancia seleccionar el detector adecuado a l a radiación que se desea medir. El no hacerlo puede conducir a errores graves.
El diseño de los detectores está basado en el conocimiento de la interacción de las radiaciones con la materia. Como ya sabemos, las radiaciones depositan energía en los materiales, principalmente a través de la ionización y excitación de sus átomos. Además, puede haber emisión de luz, cambio de temperatura, o efectos químicos, todo lo cual puede ser un indicador de la presencia de radiación. Se van a describir los detectores más comunes en las aplicaciones de la radiación, como son los de ionización de gas y los de centelleo. XI.2. DETECTORES DE IONIZACIÓN DE GAS Como su nombre lo indica, estos detectores constan de un gas encerrado en un recipiente de paredes tan delgadas como sea posible para no interferir con la radiación que llega. Los iones positivos y negativos (electrones), producidos por la radiación dentro del gas, se recogen directamente en un par de electrodos a los que se aplica un alto voltaje. La corriente eléctrica así inducida, en general es en forma de pulsos de corta duración; estos pulsos son contados directamente, o activan un medidor de corriente, o pueden ser conectados a una bocina. Esta medida de ionización puede transformarse directamente a unidades de exposición (Roentgens), según su definición (véase la figura 24).
Figura 24. Funcionamiento de un detector gaseoso. Los iones y electrones producidos en el gas por la radiación son colectados en el ánodo y el cátodo.
49
Debido a la baja densidad de un gas (comparado con un sólido), los detectores gaseosos tienen baja eficiencia para detectar rayos X o gamma (típicamente del orden de 1%) pero detectan prácticamente todas las alfas o betas que logran traspasar las paredes del recipiente. En un detector gaseoso puede usarse cualquier gas (incluso aire). Normalmente se usa una mezcla de un gas inerte (v.gr. argón) con un gas orgánico; el primero ayuda a impedir la degradación y el segundo cede fácilmente electrones para recuperar las condiciones iniciales después de una descarga. Cada gas tiene diferente potencial de ionización (energía necesaria para producir una ionización); para las mezclas más comunes éste es de alrededor de 34 eV. La geometría más usada para contadores gaseosos es de un cilindro metálico con un alambre central. Se aplica un alto voltaje positivo al alambre, convirtiéndose éste en ánodo y el cilindro en cátodo. Entonces los electrones se dirigen al alambre y los iones positivos al cilindro. La velocidad de los electrones es mayor que la de los iones. Cuando una radiación produce un cierto número de pares de iones, éstos se dirigen a los electrodos correspondientes gracias a la aplicación de un alto voltaje. Sin el alto voltaje apropiado, el detector no funciona o puede dar lecturas erróneas. En su trayecto hacia los electrodos, los iones y electrones son acelerados por el campo eléctrico, y pueden a su vez producir nuevas ionizaciones, o bien pueden recombinarse (neutralizarse). La magnitud de estos efectos depende del tipo de gas, del voltaje aplicado y del tamaño del detector. Los diferentes detectores gaseosos (cámara de ionización, proporcionales y Geiger-Müller) se distinguen por su operación en diferentes regiones de voltaje. La figura 25 muestra estas regiones para un detector típico; se grafica el número de iones colectados en los electrodos contra el voltaje aplicado, para partículas alfa y beta respectivamente.
Figura 25. Regiones de operación de un detector gaseoso.
En la región I el voltaje es tan bajo que la velocidad que adquieren los iones y electrones es pequeña, dando lugar a una alta probabilidad de que se 50
recombinen. Por el peligro de perder información, esta región normalmente no se usa. En la región de voltaje II, el número de iones colectados no cambia si se aumenta el voltaje. Se recogen en los electrodos esencialmente todos los iones primarios; es decir, no hay ni recombinación ni ionización secundaria. Por esta razón, el tamaño del pulso depende de la ionización primaria y, por lo tanto, de la energía depositada por cada radiación. Se llama región de cámara de ionización y se usa para medir la energía de la radiación, además de indicar su presencia. En general, la corriente generada en estas cámaras es tan pequeña que se requiere de un circuito electrónico amplificador muy sensible para medirla. En la región III, llamada proporcional , la carga colectada aumenta al incrementarse el voltaje. Esto se debe a que los iones iniciales (primarios) se aceleran dentro del campo eléctrico pudiendo, a su vez, crear nuevos pares de iones. Si uno sube el voltaje, la producción cada vez mayor de ionización secundaria da lugar a un efecto de multiplicación. Los pulsos producidos son mayores que en la región anterior, pero se conserva la dependencia en la energía de las radiaciones. Aumentando aún más el voltaje, se llega a la región IV, llamada de proporcionalidad limitada, que por su inestabilidad es poco útil en la práctica. Si sigue aumentándose el voltaje, se llega a la región V, llamada Geiger-Müller En esta región la ionización secundaria y la multiplicación son tan intensas que se logra una verdadera avalancha de cargas en cada pulso (Figura 26). Los pulsos son grandes por la gran cantidad de iones colectados, pero se pierde la dependencia en la ionización primaria.
Figura 26. Avalanchas producidas en un detector Geiger-Müller.
Los detectores Geiger-Müller (o sencillamente contadores Geiger) que operan en esta región son indicadores de la presencia de radiación, pero no pueden medir su energía. Son los más usados porque son fáciles de operar, soportan trabajo pesado, son de construcción sencilla y se pueden incorporar a un monitor 51
portátil. Generalmente operan con voltaje de alrededor de 700 a 800 volts, pero esto puede variar según el diseño de cada detector. Si se incrementa el voltaje aún más, se obtiene una descarga continua (región VI), no útil para conteo. XI.3. CALIBRACIÓN DE DETECTORES No todas las radiaciones que llegan a un detector producen un pulso. La eficiencia de un detector está dada por la relación entre el número de radiaciones que cuenta y el número que le llegó. Una eficiencia de 100% implica que todas las radiaciones que llegan son detectadas. En cambio una eficiencia de 1%, por ejemplo, significa que de cada 100 radiaciones que recibe, cuenta sólo una. Es importante conocer la eficiencia de cualquier detector (calibrarlo) para tomarla en cuenta al calcular la dosis recibida. Hay varias circunstancias que afectan la eficiencia de un detector. Una de ellas es el tipo y la energía de la radiación. Las eficiencias relativas de un detector para alfas, betas, gammas o neutrones son muy diferentes, debido a los diferentes mecanismos de interacción de cada uno de ellos con materia (ya sea el material del detector o de su envoltura). Consideremos la eficiencia de un contador Geiger para radiación externa. Las partículas alfa no logran traspasar las paredes del recipiente, así que su eficiencia es cero. Las betas, en cambio, serán contadas en la medida en que puedan atravesar las paredes del recipiente; si éstas son delgadas podrá detectar la mayoría que le lleguen. Los rayos X y gamma en general pueden atravesar las paredes, pero la probabilidad de que ionicen el gas es pequeña por su baja densidad; sin embargo, esto no impide su uso en términos generales. Para detectar neutrones los contadores Geiger convencionales no sirven. La energía de las radiaciones incidentes es otro parámetro que afecta la eficiencia de un detector. Para empezar, la energía de partículas alfa o beta determina si éstas son capaces de cruzar la envoltura y ser contadas. En el caso de rayos X o gamma, el poder de ionización depende del coeficiente de absorción para cada uno de los tres efectos (fotoeléctrico, Compton o pares). Como ya se vio, éste depende de la energía de los fotones, y en general es muy grande para bajas energías, así que es de esperarse que los contadores en general tengan mayor eficiencia con bajas energías de rayos X o gamma. El material del detector afecta su eficiencia, principalmente por su densidad. Los detectores sólidos son más eficientes que los gaseosos porque hay más materia que ionizar. Además, en los gaseosos la presión del gas determina la eficiencia. También el tamaño de un detector es determinante para su eficiencia, porque en un detector grande hay más materia que ionizar, además de que es más difícil que la radiación se escape. El efecto producido en el detector y la manera como éste se pone en evidencia son importantes para su eficiencia. El efecto puede ser ionización (como en los detectores gaseosos), producción de luz, excitación atómica o reacción química. Cualquiera que sea el efecto en un detector dado, éste se tiene que medir de 52
alguna manera. Si es ionización, se puede medir con un circuito electrónico apropiado. Si es destello luminoso, se necesita una celda fotoeléctrica sensible. Si es reacción química, se identifica el nuevo compuesto, por ejemplo, por su cambio de color. Finalmente, el aparato asociado desempeña un papel importante, por ejemplo, el circuito electrónico y el indicador de corriente en los detectores gaseosos. El acoplamiento eléctrico del detector al circuito, el nivel de discriminación para eliminar ruido electrónico, los valores y la precisión de los voltajes empleados, la magnitud de amplificación de los pulsos, la sensibilidad del indicador de carátula, la precisión de las escalas del indicador, son factores que afectan la eficiencia de conteo. Además, es importante señalar que la eficiencia debe referirse a la combinación detector-circuito-indicador, y no sólo a una parte. Los monitores de radiación y los dosímetros dan lecturas en unidades de exposición, de dosis absorbida o de dosis equivalente. Los pulsos que produce el detector se tienen que transformar a estas unidades. Lo mismo puede decirse del ennegrecimiento de una película o del cambio de color de una solución. Siempre hay lugar a error en las lecturas debido a los procesos descritos. Los fabricantes generalmente calibran sus aparatos por comparación con fuentes de características conocidas (patrones), y recomiendan cómo se deben usar y cómo se pueden garantizar lecturas correctas. Además, algunas de sus características van cambiando con el tiempo, así que se deben verificar de cuando en cuando. XI.4. TIEMPO MUERTO DE UN DETECTOR El pulso eléctrico producido en un detector Geiger tiene una forma característica que se muestra en la figura 27, que es una gráfica del voltaje en el ánodo contra el tiempo.
Figura 27. Forma característica de los pulsos eléctricos provenientes de un detector gaseoso.
Lo primero que sucede es que los electrones producidos en la ionización, por ser muy veloces, llegan rápidamente al ánodo (+), provocando una caída brusca de 53
su voltaje en una fracción de microsegundo. Los iones positivos se mueven más lentamente, tardando cientos de microsegundos en llegar al cátodo para restablecer las condiciones iniciales. Durante este tiempo, llamado tiempo muerto del detector, éste no puede producir nuevos pulsos. El tiempo muerto del detector (tm) depende de su diseño, del voltaje aplicado, del circuito externo y del gas utilizado. En general es una cantidad dada y el usuario no tiene acceso a cambiar su valor. Sin embargo, cuando la rapidez de conteo con el detector es grande, pueden suceder muchos pulsos cercanos uno al otro. Entonces existe la posibilidad de que llegue una radiación antes de que el detector se restablezca de la anterior, o sea dentro del tiempo muerto, en cuyo caso la nueva radiación no se registra, entonces la lectura será errónea. Cuando esto sucede, se puede corregir la razón de conteo medida (m) para obtener la razón de conteo real (n). Esta sería la razón de conteo si no hubiese tiempo muerto. La corrección se hace aplicando la fórmula: m n= 1 - mt m Para verificar su validez, nótese que si tm fuese cero, n sería igual a m. Desde luego, n siempre es mayor que m. Por otro lado, la corrección es mayor entre mayores sean la razón de conteo o el tiempo muerto. Para aplicar la fórmula, nótese también que las unidades deben ser congruentes. Por ejemplo, si las unidades de razón de conteo son cuentas/seg, el tiempo muerto debe expresarse en segundos. Si la rapidez (razón) de conteo es muy alta, por ejemplo si uno acerca demasiado el detector a la fuente radiactiva, existe la posibilidad de que deje de contar. Esto se debe a que las radiaciones muy seguidas unas de otras llegan al detector antes de que éste se pueda restablecer. Se dice entonces que el detector está saturado. Ésta es una condición peligrosa porque el detector puede no contar nada a pesar de estar dentro de un campo de radiación muy intenso. XI.5. DETECTORES DE CENTELLEO Existen muchos otros tipos de detector de radiación que no operan con la ionización de un gas. Uno de los más empleados es el llamado detector de centelleo. En él se aprovecha el hecho de que la radiación produce pequeños destellos luminosos en ciertos sólidos. Esta luz se recoge y transforma en un pulso eléctrico. Los detectores de centelleo tienen algunas ventajas sobre los de gas. En primer lugar, un sólido, por su mayor densidad, es más eficiente en detener la radiación que un gas. Por lo tanto la eficiencia de un detector de centelleo es muy superior a la de uno de gas, especialmente para rayos gamma. En segundo lugar, el proceso de luminiscencia, o sea la absorción de radiación y la posterior emisión de luz, es muy rápido, disminuyendo el tiempo muerto. 54
El material que produce el destello se llama cristal de centelleo. Se selecciona para que tenga una alta eficiencia en absorber radiación ionizante y emitir luz (luminiscencia). Debe ser transparente para poder transmitir la luz producida, y debe estar a oscuras para que la luz ambiental no le afecte. El material más empleado como cristal de centelleo es el yoduro de sodio activado con talio, NaI (T1). Es de costo bajo y es muy estable. Otro muy común es el yoduro de cesio activado con talio, CsI (T1), y hay otros materiales inorgánicos de usos especiales. Por otro lado, especialmente para detectar neutrones, suelen emplearse materiales orgánicos como plásticos. De éstos los más importantes son el antraceno y el estilbeno. Para ciertas aplicaciones son útiles también los líquidos orgánicos. Con objeto de transformar la pequeña cantidad de luz producida por un cristal de centelleo en una señal eléctrica que se puede manejar con más comodidad, se pone en contacto con un dispositivo llamado fotomultiplicador, esquematizado en la figura 28.
Figura 28. Detector de centelleo fotomultiplicador.
El contacto debe ser óptico (por ejemplo con grasa transparente) para que no haya pérdidas. El tubo fotomultiplicador es un recipiente de vidrio sellado y al alto vacío. La cara que está en contacto con el cristal de centelleo va cubierta en su interior por un material que emite electrones al recibir luz (fotocátodo) y opera como una celda fotoeléctrica. Estos electrones son acelerados y multiplicados en campos eléctricos secuenciales entre electrodos llamados dinodos, lográndose multiplicaciones de un millón de veces. En el último de ellos la señal eléctrica es suficientemente grande para poder ser manejada con amplificadores y analizadores de pulsos convencionales. XI.6. DOSÍMETROS PERSONALES El personal expuesto normalmente a radiaciones requiere de la medida habitual de la dosis recibida y de un seguimiento de la dosis acumulada en un lapso dado. Para esto se acostumbra usar dosímetros personales, que son dispositivos 55
sensibles a la radiación pero que por su tamaño y peso pueden ser portados individualmente con comodidad, ya sea en el bolsillo o asidos a la ropa con una pinza. Los más comúnmente empleados son los de película fotográfica, las cámaras de ionización de bolsillo y los termoluminiscentes. Los dosímetros de película (véase la figura 29) aprovechan el hecho bien conocido de que la radiación vela las películas fotográficas, como sucede en las radiografías. La emulsión fotográfica contiene granos de bromuro de plata (AgBr), y al pasar por ella una radiación deja a su paso iones de bromo y de plata suspendidos en la emulsión, como imagen latente. Cuando se revela la película aparecen los granos de plata metálica. El oscurecimiento se mide después con un densitómetro óptico, que mide la transmisión de luz, y de allí se deduce la dosis recibida.
Figura 29. Dosímetros de bolsillo. (a) Película fotográfica. (b) Cámara de ionización.
Como el oscurecimiento depende también del tipo y de la energía de la radiación recibida, en el portadosímetro, que generalmente es un receptáculo de plástico, se incluyen filtros en forma de pequeñas placas de elementos absorbedores de radiación, como plomo, cadmio, cobre o aluminio. Del ennegrecimiento relativo de las zonas con filtro y sin filtro se puede deducir algo sobre estas cantidades. Hay instituciones y compañías privadas que ofrecen el servicio de revelado y medida de dosis en dosímetros de película. Los dosímetros de película son de bajo costo, sencillos de usar y resistentes al uso diario. Son sensibles a la luz y a la humedad. Permiten tener un registro permanente de la dosis acumulada, generalmente en periodos de un mes. Como la información sobre la dosis se recibe un tiempo después de recibida la exposición, son útiles especialmente para llevar el historial de exposición del personal. Sólo se pueden usar una vez. No se pueden medir con confianza dosis menores a 20 mrem.
56
Otro tipo de dosímetro personal que suele usarse es la cámara de ionización de bolsillo. Estos son dispositivos del tamaño de un lapicero que contienen una pequeña cámara de ionización en la que el ánodo tiene una sección fija y una móvil, que es una fibra de cuarzo metalizada. Antes de usarse se conecta momentáneamente a un cargador, en el que se le aplica un voltaje, y la fibra se separa de la parte fija por repulsión electrostática, quedando lista la cámara para ser usada. Luego, cada vez que le llega una radiación que produce ionización, los electrones que llegan al ánodo lo van descargando y la fibra se acerca nuevamente a la parte fija. El desplazamiento de la fibra depende de la exposición, y se puede observar directamente con una lente en el otro extremo del dosímetro. Se ve la fibra sobre una escala calibrada en unidades de exposición; la escala que se usa más frecuentemente va de cero a 200 mR. Las cámaras de ionización de bolsillo tienen la ventaja de que se puede tener la lectura de la exposición inmediatamente después de recibirla. En cambio, no son de registro permanente. Su costo es más alto que el de las películas fotográficas, pero se pueden usar repetidas veces. Son sensibles a golpes y otros maltratos. Los dosímetros termoluminiscentes son substancias, como el fluoruro de litio (LiF) o el fluoruro de calcio (CaF2 ), que al recibir radiación muchos de los electrones producidos quedan atrapados en niveles de energía de larga vida, generalmente debidos a defectos en la red cristalina. Cuando posteriormente son calentados estos cristales, los electrones atrapados vuelven a caer a sus estados originales, al mismo tiempo emitiendo luz (de allí el nombre de termoluminiscencia). La cantidad de luz emitida es proporcional a la dosis acumulada desde la última vez que se calentó. Se mide con un fotomultiplicador. Los dosímetros personales, como los otros detectores, tienen limitaciones en cuanto al tipo de radiación y la energía a que son sensibles. Su sensibilidad es función de los mismos parámetros mencionados para los detectores en general, y deben ser calibrados junto con los sistemas que dan las lecturas.
57
XII. COMPONENTES DE UN SISTEMA DE RAYOS X. XII.1. TUBO DE RAYOS X Este elemento es el corazón del equipo generador de rayos X. Consiste de una ampolla donde se realizó alto vacío, del orden de 10-4 atmósferas, en cuyo interior pueden identificarse dos electrodos: uno denominado cátodo (negativo), en el cual se emplazan uno o más filamentos, y otro denominado ánodo (positivo), que podrá ser fijo o giratorio. Al polarizar los electrodos, se establece entre ellos un campo eléctrico capaz de acelerar los electrones de una nube formada por emisión termoiónica en las proximidades del filamento, cuando por él circula una corriente. En el ánodo se ha construido una zona (región de producción de Rx) de un material especialmente seleccionado por sus características físicas (wolframio o tungsteno, molibdeno o rhodio) que actúa como blanco de impacto de los electrones acelerados electrostáticamente. En la Figura 30 se observa un esquema del tubo y sus elementos constitutivos.
Figura 30. Tubo de rayos X moderno, de ánodo giratorio. El esquema muestra la relación entre el filamento y el blanco giratorio.
58
En la Figura 31 se muestra: Un dispositivo del cátodo, en el cual pueden apreciarse las cúpulas enfocadoras y dos filamentos de tamaños distintos. Estos elementos están dispuestos de forma que se produzcan haces de electrones que se enfoquen hacia rectángulos estrechos, sobre el blanco. El filamento menor produce una corriente de electrones con un área transversal reducida y, por lo tanto, un foco más pequeño. La aplicación del principio de foco lineal y del ángulo del blanco (ánodo) con objeto de obtener un foco efectivo pequeño. Al observarlo en dirección del rayo central, el foco real aparece mucho más chico (foco efectivo). •
•
Figura31. dispositivo del cátodo y aplicación del principio de foco lineal y del ángulo del blanco
XII.2. FUENTE DE ALTA TENSIÓN A los fines de poder polarizar los electrodos constitutivos del tubo de rayos X es necesario un sistema que provea valores de diferencia de potencial que variarán entre 20 kV y 150 kV para equipos de radiodiagnóstico, pudiendo llegar hasta 400 kV para radioterapia convencional o radiografía industrial. En todos los casos se utilizan transformadores elevadores de tensión, pero según las necesidades de cada aplicación variará, tanto la alimentación eléctrica (que podrá ser monofásica o trifásica o en algunos casos especiales un pack de baterías), como los procesos de rectificación de la corriente alterna de alta tensión, que según existan o no y/o sean de mayor o menor complejidad, permitirán la obtención de equipos de muy variada condición de estabilidad y confiabilidad del valor de potencial seleccionado. 59
De acuerdo a la alimentación eléctrica, los generadores pueden clasificarse en: Autorrectificados. Con rectificación de media onda. Con rectificación de onda completa (monofásico o trifásico). Polifásicos o multipulsados. De alta frecuencia o potencial constante.
• • •
• •
En la Figura 32 y 33 se muestran diferentes tipos de alimentación:
Figura 32. Circuito típico de un tubo de rayos X autorrectificado.
Figura 33. Formas de alimentación de alta tensión para diferentes tipos de generadores.
60
XII.3. CIRCUITOS DE CONTROL DE EMISIÓN La intensidad y calidad del haz de rayos X emitidos por un tubo dependerá fundamentalmente de: La diferencia de potencial entre ánodo y cátodo (kilovoltaje, kV) que fijará la energía máxima de los fotones. El producto de la corriente de tubo por el tiempo de exposición (mAs), siendo ésta la carga neta y en consecuencia, proporcional al número de electrones que efectivamente chocarán contra el blanco del ánodo. De ellos dependerá el número de fotones producidos y la intensidad del haz. •
•
Este tipo de dispositivos de control pueden ser de tecnologías muy diferentes pero en todos los casos permiten al operador seleccionar libremente los dos parámetros fundamentales de la misión, kV y mAs, conforme sea el tipo de estudio y/o placa radiológica a efectuar, así como la constitución física del paciente. En la Figura 34 se muestra la influencia del producto de la corriente por el tiempo (mAs) en la emisión de rayos X. Cuando los mAs disminuyen o aumentan, el número de electrones útiles para producir el haz de rayos X disminuye o aumenta en el mismo sentido, y en consecuencia la intensidad del haz.
Figura 34. Efecto de los cambios de miliamperaje
61
PARTE II. LEGISLACIÓN MEXICANA EN MATERIA DE DIAGNOSTICO MÈDICO CON RAYOS X. I. RESPONSABILIDADES SANITARIAS DE LAS PERSONAS QUE INTERVIENEN EN UN ESTABLECIMIENTO Y SUS RESPONSABILIDADES Y PROCEDIMIENTOS ADMINISTRATIVOS. NOM-229-SSA1-2002. I.1. Objetivo y campo de aplicación Esta Norma Oficial Mexicana establece los requisitos sanitarios que deben cumplir los Titulares, Responsables, Asesores Especializados en Seguridad Radiológica y establecimientos de diagnóstico médico que utilicen equipos generadores de radiación ionizante (Rayos X) para su aplicación en seres humanos, con el fin de garantizar la protección a pacientes, Personal Ocupacionalmente Expuesto (P.O.E.) y público en general. La Norma es de observancia obligatoria en el Territorio Nacional para todos los Titulares, Responsables, Asesores Especializados en Seguridad Radiológica y establecimientos de diagnóstico médico que utilicen equipos generadores de radiación ionizante (Rayos X) para su aplicación en seres humanos, quedando incluidos los estudios panorámicos dentales y excluidas las aplicaciones odontológicas convencionales.
I.2. Responsabilidades sanitarias. Las instalaciones y los equipos de Rayos X fijos, móviles y p ortátiles, utilizados en las aplicaciones de diagnóstico médico: radiografía convencional, fluoroscopía, tomografía computarizada, mamografía y panorámica dental, deben cumplir, de acuerdo con lo establecido en los ordenamientos legales, con las características de diseño, construcción y operación a efecto de proteger al público y al P.O.E., así como para alcanzar los objetivos de protección al paciente y de garantía de calidad. Todos los equipos de Rayos X comercializados, transferidos o importados deben cumplir con la presente norma y las Normas vigentes.
I.2.1. Requisitos. Los establecimientos de diagnóstico médico con Rayos X deberán contar para su funcionamiento con Licencia Sanitaria expedida por la Secretaría de Salud. Para obtenerla, deben cumplir con los siguientes requisitos: •
•
•
Solicitud de Licencia Sanitaria en el formato oficial y original del comprobante de pago de derechos. Fotocopia simple del acta constitutiva del establecimiento o del alta ante la Secretaría de Hacienda y Crédito Público. Fotocopia simple del poder notarial del representante legal, en su caso. 62
•
•
•
•
Planos o diagramas de la instalación incluyendo sus colindancias, con dimensiones correspondientes a escala entre 1:100 y 1:200 de acuerdo con lo establecido en la NOM-156-SSA1-1996. Planos o diagramas de ubicación de los equipos de Rayos X, procesadores de imagen y accesorios, con dimensiones correspondientes a escala entre 1:25 y 1:100 de acuerdo con lo establecido en la NOM-156-SSA1-1996. Memoria analítica de cálculo de los blindajes en las salas de Rayos X avalada por un Asesor Especializado en Seguridad Radiológica de acuerdo con lo establecido en la NOM-156-SSA1-1996. Cédula de información técnica que contenga: o
o
o
•
•
Relación del P.O.E.; Descripción de los equipos de Rayos X, así como de las técnicas de radiología a utilizar, y Inventario de equipo de protección radiológica, tanto para el P.O.E. como para pacientes.
Fotocopia simple del permiso de uso y posesión del equipo (uno por cada equipo que se encuentre en el establecimiento) de acuerdo con lo establecido en la NOM-158-SSA1-1996. Fotocopia simple del permiso del Responsable de la Operación Funcionamiento del establecimiento otorgado por la Secretaría de Salud.
y
I.2.2. Trámites administrativos. En los casos de cambio de propietario o razón social, o de Responsable de la Operación y Funcionamiento, el Titular del establecimiento debe dar aviso por escrito a la Secretaría de Salud dentro de los 30 días hábiles posteriores a los mismos. El Titular del establecimiento debe dar aviso por escrito a la Secretaría de Salud del cese de operación, desmantelamiento o cierre, cuando menos 5 días hábiles antes de la fecha en que deje de funcionar. Asimismo, se deberá informar por escrito a la Secretaría de Salud del destino final de cada equipo y presentar, en su caso, el permiso de transferencia, comercialización o donación del equipo correspondiente de acuerdo con lo establecido en la NOM-158-SSA1-1996. En el caso de modificación a las condiciones originales del establecimiento, el Titular de éste debe presentar ante la Secretaría de Salud: •
•
•
Solicitud de modificación en el formato oficial y original del comprobante de pago de derechos; Planos o diagramas de modificación de la instalación incluyendo sus colindancias con dimensiones correspondientes a escala entre 1:100 y 1:200, en su caso, de acuerdo con lo establecido en la NOM-156-SSA11996; Planos o diagramas de ubicación de los equipos de Rayos X, procesadores de imagen y accesorios con dimensiones correspondientes a escala entre 1:25 y 1:100, en su caso, de acuerdo con lo establecido en la NOM-156SSA1-1996; 63
•
•
Memoria analítica de cálculo de los blindajes en la sala de Rayos X avalada por un Asesor Especializado en Seguridad Radiológica, en su caso, de acuerdo con lo establecido en la NOM-156-SSA1-1996, y Modificaciones a anteriormente.
la
Cédula
de
Información
técnica,
mencionada
I.3. PERSONAS QUE INTERVIENEN EN UN ESTABLECIMIENTO Y SUS RESPONSABILIDADES. El personal asociado al establecimiento debe cumplir con los perfiles y responsabilidades que se mencionan a continuación, pudiendo recaer una o más responsabilidades en una sola persona:
I.3.1. Titular. Es el responsable de la observancia de los ordenamientos legales en cuanto a diseño, construcción, instalaciones y operación del establecimiento.
I.3.2. Responsable de la Operación y Funcionamiento. Debe contar con el Permiso emitido por la Secretaría de Salud presentando la siguiente documentación: •
Solicitud en el formato oficial y original del comprobante derechos;
•
Fotocopia simple del Título de Médico Cirujano;
•
Fotocopia simple de la Cédula Profesional;
•
•
•
de pago de
Fotocopia simple del Diploma de especialidad en Radiología expedido por una Institución de Salud o Académica reconocida; Fotocopia simple del Certificado o de la Recertificación vigente de Especialidad, emitido por el Consejo Mexicano de Radiología e Imagen, A.C., y Curriculum Vitae. Tener permanencia mínima en el establecimiento del 50% del horario de atención al público. En caso de Unidades Médicas con turnos continuos deberá cubrir el turno con mayor carga de trabajo o bien se puede designar varios Responsables de la Operación y Funcionamiento.
I.3.2.1. Responsabilidades. •
•
•
•
De la protección del paciente minimizando las dosis de exposición médica; De la protección de los trabajadores contra la exposición ocupacional: la normal y la potencial; De la protección del público; Del cumplimiento de todos los requisitos y especificaciones de esta Norma y demás ordenamientos legales aplicables; 64
•
•
Cumplir los límites de exposición ocupacional y del público, de conformidad con lo especificado en la NOM-157-SSA1-1996; Vigilar que se cuenta con el equipo de protección y los dispositivos técnicos suficientes y adecuados para garantizar la protección del paciente y del P.O.E.;
•
Vigilar que se haga uso del equipo y dispositivos mencionados anteriormente;
•
Garantizar que el P.O.E. satisfaga los perfiles señalados en esta Norma;
•
Aplicar programas de capacitación P.O.E.;
•
•
Elaborar y mantener actualizados los Manuales de Protección y Seguridad Radiológica y de Procedimientos Técnicos, de conformidad con lo establecido en la NOM-157-SSA1-1996, y Adoptar las medidas administrativas necesarias para que los trabajadores sean informados de que la protección y seguridad son elementos integrantes de un programa general de salud y seguridad ocupacional en el que les incumben ciertas obligaciones y responsabilidades para su propia seguridad y la de terceros contra la radiación.
En el caso de servicios de atención médica ubicados en áreas rurales que realicen sólo estudios convencionales de radiografía, el médico responsable de los mismos podrá asumir la figura de Responsable de la Operación y Funcionamiento. El Titular y el Responsable de la Operación y Funcionamiento son responsables solidarios de los riesgos y daños a la salud que se ocasionen por el desarrollo de sus actividades y en su caso, de su restauración.
I.3.3. Médico Radiólogo. Debe contar con Título y Cédula Profesional de Médico Cirujano, con Diploma de especialidad en Radiología expedido por una Institución de Salud o Académica reconocida y contar con Certificado o Recertificación vigente de Especialidad emitido por el Consejo Mexicano de Radiología e Imagen, A.C.
I.3.3.1. Responsabilidades. •
•
•
•
Dirigir e interpretar los estudios radiológicos; Observar todas las reglas y procedimientos especificados por el Titular o el Responsable de la Operación y Funcionamiento; Usar correctamente el equipo y los dispositivos técnicos que se le suministren para su protección, la del personal, la del público y la del paciente, y Abstenerse de todo acto deliberado que pudiera originar, para él mismo o para terceros, situaciones de infracción de los requisitos prescritos por esta Norma y demás ordenamientos legales aplicables.
65
I.3.4. Técnico Radiólogo. Debe contar con Cédula Profesional o Diploma de Técnico Radiólogo expedido por una Institución Académica reconocida.
I.3.4.1. Responsabilidades. •
•
•
•
Realizar los estudios radiológicos; Observar todas las reglas y procedimientos especificados por el Titular o el Responsable de la Operación y Funcionamiento; Usar correctamente el equipo y los dispositivos técnicos que se le suministren para su protección, la del personal, la del público y la del paciente, y Abstenerse de todo acto deliberado que pudiera originar, para él mismo o para terceros, situaciones de infracción de los requisitos prescritos por esta Norma y demás ordenamientos legales aplicables.
I.3.5. Asesor Especializado en Seguridad Radiológica. Es la persona física o moral cuya función es la de proporcionar apoyo técnico al Titular del establecimiento y al Responsable de la Operación y Funcionamiento en el cumplimiento de sus responsabilidades en materia de seguridad radiológica, de acuerdo con lo establecido en esta Norma y demás ordenamientos legales aplicables.
I.3.5.1. Responsabilidades. •
o
o
o
o
o
Contar con el Permiso emitido por la Secretaría de Salud presentando la siguiente documentación: Solicitud en el formato oficial y original del comprobante derechos;
Fotocopia simple del acta constitutiva o del alta ante la Secretaría de Hacienda y Crédito Público; Copia certificada del Título Profesional en alguna área médica, físicomatemática, química o biológica y copia certificada del Diploma de Especialidad en Seguridad Radiológica expedido por una Institución reconocida o de certificación como experto calificado; Manual de Procedimientos, y Cédula de Información Técnica con los datos asociados al cumplimiento de los requisitos de experiencia y equipo como se indica a continuación. }
•
Experiencia mínima de 1 año en el área de radiología.
•
Contar al menos con el siguiente equipo calibrado:
o
o
del pago de
Detector de radiación tipo cámara de ionización con integrador; Fantoma específico para las técnicas en que pretende proporcionar servicio; 66
o
o
o
•
o
o
o
Dosímetros para medición de dosis en el haz primario, en los equipos de Rayos X; Instrumentos para la medición de todos los parámetros, de acuerdo con el servicio que pretende cumplir, especificados en la NOM-158-SSA1-1996, y Dosímetros personales. El personal de soporte del Asesor Especializado en Seguridad Radiológica debe cumplir con el siguiente perfil: Certificado de bachillerato; Copia de Certificado o Diploma de curso de seguridad radiológica impartido por Institución Académica reconocida por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, y Experiencia de un año en equipos o instalaciones de diagnóstico médico con Rayos X.
I.3.6. OBLIGACIONES GENERALES. •
•
La Licencia Sanitaria y copia del permiso de Responsable de la Operación y Funcionamiento que acreditan al establecimiento deben colocarse en lugar visible al público. Los permisos de uso y posesión de equipo deben colocarse en lugar visible en las salas en que éste se encuentre.
67
II. INSTALACIONES DE ACUERDO A LA NORMA NOM-229-SSA1-2002. II.1. Definición de Zonas controladas y supervisadas. Con la finalidad de trabajar en establecimiento con equipos generadores de rayos X, bajo los términos de la Protección Radiológica, por lo que la norma NOM-156SSA1-1996 ha referido dos tipos de zonas: • •
Zona Controlada. Zona Supervisada.
Una Zona Controlada es todo lugar de trabajo donde se requiera, en condiciones normales de operación, que los P.O.E. sigan procedimientos preestablecidos para controlar la exposición a la radiación; además de encontrarse sujeta a supervisión y controles especiales con fines de Protección Radiológica, por lo que se recomienda que en dicha Zona se realicen las siguientes actividades: • •
•
Delimitar la Zona y controlar el acceso. Utilizar un sistema de señalización que indique que existe el riesgo de exposición a radiación ionizante externa y que esté ubicado en las puertas de acceso y en otros lugares apropiados del interior de la Zona. Que el personal que labora en dicha Zona sea P.O.E.
En las instalaciones fijas o móviles, la delimitación de la zona controlada debe efectuarse mediante elementos estructurales o de construcción tales como pisos, paredes y techo. La sala de Rayos X y el área de ubicación de la consola de control del equipo deben quedar dentro de la zona controlada. Una Zona Supervisada es todo lugar de trabajo que no ha sido designado como área controlada y en el que las condiciones de Protección Radiológicas deben mantenerse solo bajo supervisión, aún cuando no se requieran rutinariamente procedimientos especiales. Las zonas supervisadas deber estar individualizadas con señalización adecuada y las condiciones de trabajo deben revisarse periódicamente. En áreas donde se concentren más de una sala de Rayos X, los pasillos colindantes con cada sala de Rayos X deben formar parte de la zona supervisada. Las áreas de vestidores y sanitarios para los pacientes, anexos a las salas de Rayos X de preferencia deben tener un blindaje calculado como zona supervisada, de lo contrario se considera para todos los efectos como parte integrante de la sala de Rayos X o zona controlada.
II.2. Especificaciones de estructura y de acabado. II.2.1. De las salas de Rayos X y consola de control . El diseño se debe efectuar de forma que en la medida de lo posible no se dirija el haz directo de radiación hacia la consola de control, puertas de acceso o 68
ventanas. Análogamente se recomienda no dirigirlo hacia el cuarto oscuro, de lo contrario se debe contar con el blindaje adecuado. Debe existir un control variable de luz ambiental en las salas de fluoroscopia para evitar perjuicio en la agudeza visual de los operadores. El paciente debe ser observable en todo momento desde la consola de control por contacto visual directo a través de una ventana blindada, o mediante dos sistemas que sean redundantes entre sí, por ejemplo, con espejos y por medio de un sistema de circuito cerrado de televisión. En la sala de Rayos X deben estar solamente los equipos y accesorios indispensables para los estudios programados. II.2.2. De los cuartos oscuros Para la ubicación del equipo de proceso de revelado se debe tener en cuenta el número de placas a realizar en cada sala y las distancias entre las salas y el equipo de proceso de revelado de modo que, con base en ello, se decida la colocación centralizada, descentralizada o mixta, siempre facilitando los trayectos del personal y de los chasis. El cuarto oscuro debe tener espacio suficiente para cargar y descargar película, así como para colocar cajones para la película radiográfica puesta de canto. Debe existir un sistema de inyección y extracción de aire en el cuarto oscuro, de tal manera que exista una presión de aire positiva dentro del mismo. Se recomienda el cambio del volumen total de aire del cuarto oscuro al menos 10 veces al día. Los equipos de proceso de revelado automático deben contar con un sistema propio de extracción de gases al exterior. Los tanques que contienen las sustancias químicas para el revelado de películas deben estar ubicados de tal manera que se evite salpicar películas secas y pantallas intensificadoras con dichas sustancias. Para la instalación de equipo de proceso de revelado automático se deben seguir las recomendaciones del fabricante para tal fin. Las instalaciones de drenaje y disposición de aguas residuales y desechos químicos deben cumplir con las normas oficiales mexicanas emitidas al respecto. El piso del cuarto oscuro debe ser anticorrosivo, impermeable y antideslizante. El techo del cuarto oscuro debe ser de un material que no se descame evitando filtración de luz alrededor de las ventilaciones de aire. La puerta de acceso al cuarto oscuro debe garantizar que no haya penetración de luz. Cuando se utiliza una puerta convencional debe tener un cerrojo interior. Los sistemas de pasaplaca deben garantizar que no haya penetración de luz al cuarto oscuro. Cuando tengan puertas con bisagras, deben tener pasadores externos por ambos lados, diseñados de forma que impida que las puertas se abran simultáneamente por ambos lados. 69
No debe existir entrada de luz en el cuarto oscuro, protegiendo las posibles entradas con guardapolvos o sellando con cinta adhesiva negra o algún otro elemento de características similares. Los muros del cuarto oscuro deben tener un color claro mate y mantenerse en buen estado de acabado y conservación. Los muros de las áreas donde los productos químicos pudieran producir salpicaduras, deben cubrirse con pintura anticorrosiva de los colores mencionados anteriormente. La luz de seguridad debe ser provista de la potencia máxima que indique el fabricante de las películas en uso, colocada a una distancia de por lo menos 1.20 m por arriba de la superficie de las mesas de trabajo y con el tipo de filtro de luz de seguridad recomendado que permita al técnico trabajar con seguridad y sin dañar las películas radiográficas. En caso de requerirse más de una luz de seguridad, las proyecciones de los haces luminosos sobre la mesa de trabajo no deben superponerse, de modo tal que se tenga la visibilidad necesaria con el mínimo de velo a las películas. II.2.3. Área de almacenamiento El blindaje debe estar calculado para que durante el periodo de almacenamiento de la película, la exposición de ésta a la radiación sea mínima (valor orientativo de dosis 2-5 mGy, por encima de la radiación natural de fondo, dependiendo de la sensibilidad de la película). Las condiciones de temperatura deben estar en un valor entre 10ºC y 21ºC con una humedad relativa entre 30% y 50%. Se deben utilizar valores diferentes a los indicados cuando lo recomiende el fabricante del tipo de película utilizada. El área de almacenamiento no debe estar ubicada en la sala de Rayos y la película radiográfica debe almacenarse de canto. II.2.4. Área de Interpretación Los negatoscopios deben estar colocados de tal manera que ninguna fuente de luz pueda afectar la percepción de la imagen. Los monitores empleados en fluoroscopia deben estar colocados de modo tal que se eviten reflejos en sus pantallas que perjudiquen la observación del proceso. II.3. Señalización. Deben tenerse precauciones con pacientes del sexo femenino con sospecha de embarazo. Al respecto, deben colocarse carteles en las salas de espera para alertar a las pacientes y solicitar informen al médico sobre dicha posibilidad. Estos carteles deben tener la siguiente leyenda: 70
"SI EXISTE LA POSIBILIDAD DE QUE USTED SE ENCUENTRE EMBARAZADA, INFORME AL MEDICO O AL TECNICO RADIOLOGO ANTES DE HACERSE LA RADIOGRAFIA". En las puertas de los sanitarios y vestidores de la zona supervisada que dan ingreso a la sala de Rayos X debe existir un cartel con la siguiente leyenda: "NO ABRIR ESTA PUERTA A MENOS QUE LO LLAMEN", así como:
"RADIACIONES - ZONA CONTROLADA".
Se requiere que en el exterior de las puertas principales de acceso a las salas de Rayos X exista un indicador de luz roja que indique que el generador está encendido y por consiguiente puede haber exposición. Dicho dispositivo debe colocarse en lugar y tamaño visible, junto a un letrero con la leyenda: "CUANDO LA LUZ ESTE ENCENDIDA SOLO PUEDE INGRESAR PERSONAL AUTORIZADO". Se requiere que en el exterior de las puertas de las salas de Rayos X exista un letrero con el símbolo internacional de radiación ionizante de acuerdo con la NOM-027-STPS-1993 con la leyenda siguiente: "RADIACIONES - ZONA CONTROLADA". En la sala de Rayos X, debe colocarse en lugar y tamaño visible por el paciente, un cartel con la siguiente leyenda: "EN ESTA SALA SOLAMENTE PUEDE PERMANECER UN PACIENTE A LA VEZ". II.4. Dimensiones y comunicación. Los establecimientos deben contar con: Sala de espera; Sala de Rayos X; Área de consola de control; Vestidores y sanitarios para pacientes; Área de almacenamiento de película; Cuarto oscuro; Área de interpretación, y Área de preparación de medios de contraste y de preparación del paciente, en su caso. • • • • • • • •
71
Las dimensiones y ubicación serán de acuerdo con los tipos y cantidad de estudios a realizar. Las dimensiones y accesos de una sala de Rayos X serán las suficientes para manejar con seguridad a pacientes encamillados o en silla de ruedas, siempre y cuando se consideren estos casos en el programa de servicios. La sala de Rayos X debe estar diseñada de tal forma que exista comunicación directa o electrónica, desde la consola de control con el paciente.
72
III. BLINDAJES DE ACUERDO A LA NORMA NOM-229-SSA1-2002.
III.1. Conceptos. Los blindajes para la construcción, adaptación o remodelación deben determinarse con base en una memoria analítica, elaborada de acuerdo con el cálculo de blindaje correspondiente, misma que debe ser avalada por un asesor especializado en seguridad radiológica y aprobada por la autoridad competente antes del inicio de los trabajos. La altura de blindaje para las paredes de una instalación no debe ser inferior a 2.1 metros. En instalaciones fijas, es indispensable que la protección del operador durante la exposición consista en una mampara fija si la consola de control está dentro de la sala de Rayos X. Los blindajes para una instalación deben construirse de manera que exista continuidad entre los diferentes elementos constructivos donde sean instalados: muros, marcos, hojas de puertas, ventanillas de control, pasa placas, entre otros, de tal manera que dicho blindaje no se vea interrumpido en ningún punto de la superficie a proteger. Las juntas constructivas que existieran entre los muros, columnas, tableros preconstruidos u otro elemento de la instalación que se ubiquen en la sala de Rayos X, deben blindarse de tal forma que si se presentaran movimientos normales de la estructura, la protección no se viera afectada. Es recomendable el empleo de ángulos o tiras de plomo adosados al interior de las juntas o remates de los muros. Los tableros de control, cajas de instalaciones u otros materiales, que interrumpan la continuidad de la protección, deben protegerse por su interior y si esto no es posible por el lado opuesto del muro. Cuando se utiliza como blindaje lámina de plomo o un material similar, éste debe estar montado de tal manera que no se deslice bajo su propio peso y el empalme entre las láminas deberá ser de 1 cm como mínimo. Las cabezas de clavos, tornillos o remaches deben estar cubiertas con plomo del mismo espesor que el de la lámina. Los blindajes deben ser homogéneos y cumplir con la composición y densidad exigidas. Toda instalación debe contar con una verificación de blindaje documentada y avalada por un asesor especializado en seguridad radiológica, que garantice que la dosis que reciben público y POE se encuentre por debajo de los límites de dosis establecidos en la NOM-157-SSA1-1996.
III.2. Métodos de cálculo. Los puntos de interés para los cálculos de blindaje deben tomarse a 30 cm más allá de la barrera de protección. 73
Los espesores de las barreras de blindaje para proteger las áreas circundantes a la zona controlada, incluyendo las puertas de acceso a la misma y las ventanas al exterior, deben estar calculados para la protección del público conforme al apéndice A de esta Norma. Los espesores de las barreras de blindaje del área de ubicación de la consola de control, área de interpretación, pasaplacas, incluyendo mamparas, puertas, ventanas o mirillas, deben estar calculados conforme al apéndice A de esta Norma para la protección del P.O.E. En instalaciones fijas colindantes con propiedad privada, casas habitación, oficinas, comercios, fábricas o algún otro sitio donde la permanencia de personas sea comparable al tiempo de trabajo del gabinete, el blindaje debe calcularse para ocupación total y para un equivalente de dosis efectivo que no exceda 5 mSv/año, considerando otras contribuciones. En salas de Rayos X en las que existan varios tubos de Rayos X, los blindajes deben calcularse individualmente para cada tubo y el blindaje a instalar será el de mayor espesor. El blindaje puede elegirse de diversos materiales, como lámina de plomo, concreto normal, concreto baritado, tabique u otros, siempre y cuando se garantice debidamente documentado, que el espesor equivalente de plomo del material utilizado corresponde al indicado en los cálculos. El cálculo de blindaje puede llevarse a cabo mediante algún otro método, siempre y cuando haya sido aprobado por la Secretaría de Salud. En caso de que el cálculo de blindaje con otro método arrojara discrepancias o generara algún tipo de conflicto, el método que debe emplearse para salvar toda discrepancia es el que consta en esta Norma. III.3. Memoria analítica. La memoria analítica de cálculo de blindaje debe constar de la siguiente información: Planos o diagramas arquitectónicos a escala entre 1:100 y 1:200 de la instalación indicando sus colindancias; así como la delimitación de las zonas controladas, supervisadas y no controladas. Indicación del uso de las áreas adyacentes. Planos o diagramas arquitectónicos a escala entre 1:25 y 1:100 de la sala de Rayos X, señalando la ubicación de los equipos, consola de control, mamparas, procesadores de imagen y accesorios. Características de los equipos indicando: o Marca; o Modelo; o Tipo de estudios a realizar; o Tensión del tubo; o Corriente máxima de operación permitida para la tensión máxima; o Tiempo máximo de exposición para las condiciones máximas de corriente y tensión, y o Número de tubos. Carga de trabajo semanal estimada para cada tubo. •
• •
•
•
74
• •
Identificación de las diferentes zonas (controlada y supervisada), y Indicación de los factores utilizados en el cálculo de los blindajes (carga de trabajo, factor de uso, factor de ocupación).
III.4. Equivalencias. Si se utiliza otro material, los espesores equivalentes se pueden determinar a partir del espesor de plomo utilizando la siguiente tabla. ESPESORES EQUIVALENTES DE PLOMO PARA DISTINTOS MATERIALES ESPESOR DEL MATERIAL (mm) MATERIAL
DENSIDAD
(g/cm3)
50 kV
100 kV
150 kV
11.35
0.5
1.0
0.5
1.0
2.0
3.0
0.5
1.0
2.0
3.0
Tabique rojo recocido
1.8
10 0
20 0
70
12 0
19 5
26 0
85
15 0
26 0
34 0
Concreto
2.2
62
13 0
44
80
14 0
19 0
60
10 5
18 0
25 0
Concreto baritado
3.2
15
31
4
9
17
24
7
15
33
51
Acero
7.9
3
6.5
3.2
6.4
13
--
6.6
14
28
---
Vidrio normal
---
---
---
40
78
---
---
---
---
---
---
Plomo
III.5. Verificación. La verificación del blindaje debe hacerse con un detector de radiaciones tipo cámara de ionización que reúna las siguientes condiciones: •
•
Contar con un factor de calibración vigente proporcionado por un laboratorio reconocido por la autoridad competente. Conocer la respuesta del detector con respecto a la energía a fin de corregir las lecturas por este factor.
En caso de que se usen detectores abiertos, las lecturas deben corregirse por la presión atmosférica y la temperatura existentes durante la medición. Utilizar tiempos de exposición que sean adecuados a la sensibilidad del detector. Las mediciones deben hacerse dirigiendo el haz útil de radiación hacia un medio dispersor cuyas dimensiones sean 25 cm de largo, 25 cm de ancho y espesor de 15 cm. La superficie proximal de este medio dispersor debe colocarse a una distancia igual a la distancia foco piel utilizada en los estudios más comunes. Se debe utilizar el detector en modo de integración de la medición. 75
Las mediciones se deben hacer a 30 cm en el lado externo de las puertas, en la consola de control y en las áreas adyacentes circunvecinas incluyendo piso superior e inferior en el caso que éstos se encuentren ocupados y en general en todos los sitios ocupados por POE o público, poniendo especial atención a los sitios en los que se ubiquen traslapes, juntas o marcos. Los puntos donde se realicen las mediciones deben quedar indicados en un plano o en un diagrama en la escala aproximada entre 1:25 y 1:100 con las dimensiones de la sala, donde además se muestren claramente las colindancias. El resultado de las mediciones se debe expresar en mSv/semana, calculado a partir de las mediciones realizadas en mGy o mGy/h y tomando en consideración la carga de trabajo, así como los factores de uso y de ocupación que fueron utilizados en la memoria analítica o de acuerdo con las actividades cotidianas existentes en la sala de Rayos X y que se deben demostrar con el registro de pacientes. Los equivalentes de dosis efectivos semanales calculados de acuerdo con el numeral anterior, no deben ser mayores a los límites establecidos para el POE y el público en la NOM-157-SSA1-1996. En caso de que los equivalentes de dosis efectivos calculados sean mayores que los límites establecidos, debe ser colocado un blindaje adicional con el fin de reducir las dosis a valores menores a los límites establecidos. La verificación de los blindajes puede llevarse a cabo mediante algún otro método, siempre y cuando haya sido aprobado por la Secretaría de Salud. En caso de que la verificación de blindajes con otro método arrojara discrepancias o generara algún tipo de conflicto, el método que debe emplearse para salvar tales discrepancias es el que consta en esta Norma.
76
IV. EQUIPOS DE RAYOS X, SUS PRUEBAS DE ACEPTACIÓN Y CONTROL DE CALIDAD. IV.1 Especificaciones para la adquisición de equipo. Antes de adquirir el equipo, el Titular o el Responsable de la Operación y Funcionamiento determinarán las características de funcionamiento del equipo. Las especificaciones finales de compra deben estar escritas e incluir las especificaciones de funcionamiento. Una vez que el equipo se ha instalado, debe realizarse un programa de pruebas de aceptación, de acuerdo con lo establecido en esta norma y en las especificaciones de compra, para verificar que el equipo cumpla con los requisitos de funcionamiento. El equipo no debe aceptarse si no cumple con lo establecido en esta norma. Las especificaciones de compra y los resultados de las pruebas de aceptación deben conservarse durante todo el tiempo de uso del equipo.
IV.2. Pruebas de aceptación y control de calidad. Tensión (kV). La prueba de la tensión aplicada al tubo se debe realizar por lo menos una vez al año, y después de una reparación que pudiera alterar su valor real. Esta prueba debe realizarse en el intervalo comprendido desde el valor mínimo especificado por el fabricante hasta el valor máximo de tensión, en pasos de 20 kV. La diferencia entre el valor medido y el nominal seleccionado debe ser menor o igual a ± 5% del valor nominal.
Punto focal. La prueba de punto focal se debe realizar como parte del procedimiento de aceptación del equipo y cada vez que se reemplace el tubo de rayos X. Los valores determinados de las dimensiones del punto focal deben estar dentro de los límites especificados en la Tabla 2.
Tiempo de exposición. La prueba de medición del tiempo de exposición se debe realizar cuando menos una vez al año y después de cualquier reparación del equipo de rayos X. Esta prueba debe realizarse por lo menos para los siguientes tiempos de exposición: 0.0166 s (1/60 s), 0.1 s (1/10 s) y 1.0 s. La diferencia entre los valores determinados y los valores nominales seleccionados debe ser menor o igual a ±5 % del valor nominal.
Rendimiento (exposición por unidad de corriente y tiempo). El rendimient o debe medirse por lo menos una vez al año, en unidades de -1 µCkg /mAs, para una tensión constante de 80 kV, y a 1.0 m de distancia del punto focal sobre el eje principal del haz; en caso de no ser posible realizar la medición a 1.0 m, se debe normalizar a esa distancia. El rendimiento de un sistema con generador alimentado por corriente trifásica con filtración apropiada , debe estar en el intervalo de 1.6 µCkg-1 /mAs (6 mR/mAs) (60 µGy/mAs) a 2.1 µCkg-1 /mAs (8 mR/mAs) (80 µGy/mAs) y para un generador alimentado 77
por corriente monofásica , entre 1.0 µCkg-1 /mAs (4 mR/mAs) (40 µGy/mAs) y 1.6 µCkg-1 /mAs (6 mR/mAs) (60 µGy/mAs).
Constancia de rendimiento. La constancia del rendimiento debe medirse por lo menos una vez al año, para una tensión de 80 kV, combinaciones de corriente y tiempo de exposición fijo y a un metro de distancia del punto focal sobre el eje central del haz. La prueba debe hacerse sobre la base de 10 exposiciones realizadas dentro de un lapso de una hora, en cada uno de los dos valores consecutivos de corriente en el tubo o, cuando el selector correspondiente es continuo, para valores de corriente en el tubo que difieran entre sí en un factor menor que 2.0. La desviación estándar de las medidas no debe ser mayor que el 10% del rendimiento promedio.
Coincidencia de centros. La prueba de la coincidencia de centros debe realizarse por lo menos una vez al año y cada vez que se realice mantenimiento al sistema de limitación del haz útil. El centro del haz útil de radiación debe coincidir con el centro del receptor de imagen dentro de un 2 % de la DFI nominal.
Coincidencia del campo luminoso con el campo de radiación. La prueba de coincidencia del campo de luz con el campo de radiación debe realizarse por lo menos una vez al año y cada vez que se realice mantenimiento al sistema de limitación del haz útil. La diferencia entre el borde del haz útil y el del haz luminoso debe ser menor que +2% de la DFI en cada borde del campo. La suma total de las diferencias no excederá, por otra parte, el 3 % de la DFI.
Contacto película/pantalla. La prueba del contacto existente entre película y pantalla intensificadora del chasis debe realizarse cuando menos una vez al año para cada chasis. Si el contacto entre la película y la pantalla intensificadora es malo en áreas centrales grandes (con dimensiones mayores que 1 cm), o la pantalla presenta grave deterioro, el chasis debe desecharse. Se pueden aceptar pequeñas áreas con pobre contacto, en regiones del chasis cercanas a bordes o esquinas.
Alineación de la rejilla antidifusora. Cuando el equipo de rayos X cuente con una rejilla antidifusora, es preciso comprobar que es uniforme, que está instalada perpendicular al haz, que está centrada con respecto al eje del haz, que cuenta con el número de líneas por unidad de longitud especificadas y que se está usando a la distancia adecuada. Esta prueba se debe realizar al momento de la instalación de la rejilla y cuando menos una vez al año o cuando alguna reparación pudiera afectar la posición de la rejilla. Para la alineación de la rejilla se acepta una desviación máxima de 0.1 en la DO en la dirección perpendicular al eje ánodo-cátodo. Este valor en la tolerancia debe ser válido cuando menos para un campo de 30 por 30 cm.
Calidad del haz (CHR). La medida de la CHR debe realizarse (usando aluminio tipo 1100) cuando menos una vez al año, cuando el tubo ha sido reemplazado, y después de cualquier servicio al tubo de rayos X o al colimador. Es suficiente medir la CHR a una tensión de 80 kV, y la CHR medida debe ser, cuando menos de 2.3 mm de Al. 78
IV.3. Equipo procesador de revelado. Equipos de Proceso de Revelado. La temperatura de las soluciones químicas debe diferir a lo más en 0.5º C del valor señalado por el fabricante. La medida se realizará diariamente e inmediatamente después de un cambio de soluciones químicas. Los valores medidos se registrarán en una gráfica que debe encontrarse junto al procesador. La presencia continua de manchas o marcas en las películas expuestas y reveladas deberá ser notificada al Responsable de la Operación y Funcionamiento para establecer las causas de la anomalía. Esta inspección visual debe realizarse diariamente.
Luz de seguridad. La densidad óptica de una película expuesta con una cuña sensitométrica de aluminio no aumentará más que 0.02 DO en cualquier escalón después de 1 min de exposición a la luz de seguridad, a un metro de distancia. Esta prueba debe realizarse una vez al año o antes si hay cambios en la luz de seguridad.
Negatoscopios. El manual de garantía de calidad deberá contener un inventario de los negatoscopios incluyendo su ubicación y antigüedad. Los tubos fluorescentes deberán ser del mismo modelo y su iluminación debe ser continua, sin parpadeos. La superficie debe estar totalmente limpia. El brillo de los negatoscopios deberá ser al menos de 1500 cd/m 2 para radiografía convencional y de 5000 cd/m2 para mamografía. El brillo se determina midiendo la iluminación (en luxes) en contacto con la superficie difusora al centro del negatoscopio. Aproximadamente 1500 cd/m2 equivalen a 5000 lx en el centro del negatoscopio (esta equivalencia puede depender del fotómetro utilizado). La prueba debe efectuarse una vez al año y después de cambios en el negatoscopio. La iluminación en un mismo negatoscopio deberá variar menos que un 15 % entre una zona y otra. La variación de iluminación entre un negatoscopio y otro de un mismo banco o panel deberá ser menor que el 15 %. Esta prueba debe realizarse una vez al año y después de cambios en el negatoscopio.
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V. PROTECCIÓN Y SEGURIDAD RADIOLÓGICA. V.1. LIMITES DE DOSIS PARA EL P.O.E. Y PÚBLICO. Las dosis de rayos X que reciban el P.O.E. y el público, con motivo de la operación de los establecimientos de diagnóstico médico con rayos X, deben mantenerse tan bajas como razonablemente pueda lograrse y estar siempre por debajo de los límites establecidos en la normatividad vigente. Para el P.O.E., el límite del equivalente de dosis efectiva anual (H E,L ) para los efectos estocásticos es de 50 mSv (5 rem). Para los efectos deterministas es de 500 mSv (50 rem) independientemente de si los tejidos son irradiados en forma aislada o conjuntamente con otros órganos. Este límite no se aplica al cristalino, para el cual se establece un límite de 150 mSv (15 rem). Las mujeres P.O.E. que se encuentren embarazadas sólo podrán trabajar en condiciones donde la irradiación se distribuya lo más uniformemente posible en el tiempo y que la probabilidad de que reciban un equivalente de dosis anual mayor de 15 mSv (1.5 rem) sea muy baja. Los límites anuales de equivalente de dosis para el público para efectos estocásticos es de 5 mSv (0.5 rem) y para los efectos deterministas es de 50 mSv (5 rem). Los límites establecidos no se aplican a los pacientes sometidos a estudios radiológicos y ninguna persona menor de 18 años puede formar parte del P.O.E. V.2. NIVELES ORIENTATIVOS DE DOSIS. Los valores orientativos nos indican la dosis que absorbe el paciente a la superficie del cuerpo, lo cual de rebasarse conviene efectuar un estudio para determinar si son o no excesivos el numero de estudios realizados a un mismo paciente, tomando en cuenta las condiciones y circunstancias específicas, así como los criterios clínicos de cada caso. Los niveles orientativos para Radiodiagnóstico se observan en la Tabla 9. Tabla 9. Niveles orientativos para diagnóstico médico con Rx. Dosis de entrada en superficie por radiografía (mGy)
Examen
AP
10
LAT
30
ASL
40
Abdomen, urografía y colecistografía intravenosas
AP
10
Pelvis
AP
10
Articulación de cadera
AP
10
Columna vertebral lumbar
80
Dosis de entrada en superficie por radiografía (mGy)
Examen Tórax Columna vertebral torácica Dental Cráneo
PA
0.4
LAT
1.5
AP
7
LAT
20
Periapical
7
AP
5
PA
5
LAT
3
PA = Proyección posteroanterior. LAT = Proyección lateral. ASL = Proyección de la articulación sacrolumbar. AP =Proyección anteroposterior. V.3. DISPOSITIVOS DE PROTECCIÓN PERSONAL. Es responsabilidad el Titular proporcionar al P.O.E. entrenamiento, información, equipo, accesorios y dispositivos de protección radiológica adecuados al trabajo que realicen. El médico radiólogo y el técnico radiólogo deben usar los dispositivos de protección con que cuenta el equipo de rayos X para atenuar la radiación dispersa (cortinillas plomadas, marco plomado alrededor de la pantalla, placas de plástico plomado, mamparas, filtros compensadores, entre otros), durante la realización de los estudios radiológicos, emplear el colimador apropiado para obtener el haz mínimo necesario y utilizar la tensión adecuada. Durante los estudios de fluoroscopia, deben extremarse las medidas de protección radiológica, tanto por la necesidad de permanecer cerca del paciente como por el mayor tiempo de exposición, especialmente aquellas asociadas con la protección de gónadas. Los dispositivos mínimos indispensables de protección radiológica por cada Departamento de Radiología se establecen en la Tabla 10. De acuerdo con el tipo de estudio a realizar, el POE debe utilizar dichos dispositivos, los cuales deben contar con las siguientes características: Mandil con espesor equivalente de 0.5 mm de plomo cuando cubra solamente el frente del cuerpo, o mandil de 0.25 mm cuando cubra completamente el frente, los costados del tórax y pelvis. Guantes de compresión con espesor equivalente a 0.5 mm de plomo. Guantes para intervención con espesor equivalente de 0.25 mm de plomo. •
•
•
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•
•
•
Collarín para protección de tiroides con espesor equivalente a 0.5 mm de plomo. Anteojos para protección del cristalino, con cristales de espesor equivalente a 0.2 mm de plomo. Durante los estudios con fluoroscopio de intervención que utilicen equipo con arco en C, todo el personal que participe debe usar mandil con espesor equivalente a 0.5 mm de plomo.
En todo establecimiento debe disponerse al menos de los siguientes dispositivos para la protección de órganos del paciente: Mandiles plomados. Blindajes para gónadas (tipo sombra, concha y mantillas plomadas). Collarín para protección de tiroides. • • •
Tabla 10. Dispositivos de Protección Radiológica. Aplicación. CONVENCIONAL Y FLUOROSCOPÍA HEMODINAMIA Y ARTERIOGRAFÍA
Mínimo por departamento. -Mandil plomado -Protector de gónadas -Collarín protector de tiroides -Guantes plomados Mandil plomado Collarín protector de tiroides Anteojos para protección de cristalino • • •
UNO JUEGO DE DISPOSITIVOS POR CADA PERSONA QUE PARTICIPE EN EL PROCEDIMIENTO.
TOMOGRAFÍA AXIAL Mandil plomado COMPUTARIZADA MAMOGRAFÍA Y No se requiere, siempre y cuando el disparo se efectúe PANORÁMICA DENTAL desde una zona protegida •
V.4. VIGILANCIA INDIVIDUAL. La vigilancia radiológica es la supervisión profesional destinada a verificar el cumplimiento de las normas de protección contra las radiaciones ionizantes, mediante la medición de las exposiciones o las dosis recibidas por el P.O.E. y su interpretación con fines de control individual. El titular del establecimiento debe establecer un programa de vigilancia radiológica ocupacional, que incluya a todo el P.O.E. y que permita realizar evaluaciones anuales de la exposición ocupacional de cada trabajador, dicho programa, debe incluir la vigilancia radiológica individual y contar con un servicio de dosimetría autorizado por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias. Cuando la vigilancia radiológica individual no sea procedente o factible, se debe evaluar la exposición del trabajador a partir de los resultados de la vigilancia de área y la información de la ubicación y permanencia del trabajador en la zona. 82
Los médicos radiólogos y los especialistas cuyo trabajo principal sea la fluoroscopía, deben estar sujetos a vigilancia radiológica individual y tienen la obligación de portar un dosímetro personal en la parte superior del tórax, sujeto a la ropa y debajo del mandil, durante su trabajo radiológico. Debe mantenerse un expediente de cada trabajador ocupacionalmente expuesto, en el que se conserven los certificados anuales del equivalente de dosis individual acumulada, de la constancia del equivalente de dosis total acumulada al término de la relación laboral y de los exámenes médicos. Esta documentación debe contar con la firma del trabajador como constancia de haberla recibido y conservarse hasta 30 años después de dar por terminada la relación laboral. V.5. USO DE EQUIPOS MÓVILES O PORTÁTILES. Los equipos móviles deben utilizarse únicamente cuando el paciente no pueda ser transportado a un equipo fijo y después de considerar las medidas de protección radiológica necesarias. En la toma de placas con equipos móviles o portátiles debe emplearse siempre el colimador con iluminación del campo o bien el cono adecuado, para delimitar el haz de radiación a la zona de interés diagnóstico. Queda prohibido el uso de equipos sin colimador. Se prohíbe el uso de equipos portátiles de rayos X, excepto: Para atención domiciliaria cuando el paciente no pueda abandonar su cama. En instituciones de salud, públicas o privadas, en las que eventualmente se requiera de este tipo de estudios para un paciente encamado. •
•
V.6. PROCEDIMIENTO DE PROTECCIÓN DE PACIENTES, P.O.E. Y PÚBLICO. V.6.1 PROTECCIÓN DEL PACIENTE. Sólo bajo prescripción médica se podrá exponer a un ser humano a las radiaciones producidas por un equipo de rayos X y nunca por decisiones de carácter administrativo o de rutina, se prohíbe la radiografía corporal total (ninograma); el médico radiólogo y el técnico radiólogo son responsables de que en cada estudio se utilice el equipo adecuado para la protección radiológica del paciente, se procure que la exposición del paciente sea la mínima indispensable y se evite la repetición innecesaria de estudios radiológicos. Durante el estudio radiológico únicamente el paciente debe permanecer en la sala de exposición, sólo en casos excepcionales, cuando sea imprescindible para llevar a cabo el procedimiento necesario o para fines de entrenamiento, podrá acompañarlo otra persona. Dicha persona debe recibir instrucciones específicas de lo que va a hacer y del riesgo que implica, debe emplear el 83
equipo de protección adecuado (mandil, guantes, entre otros) y mantenerse siempre fuera del haz de radiación. El equivalente de dosis debe limitarse a 5 mSv por estudio radiológico. El paciente debe ser observable en todo momento desde la consola de control por contacto visual directo a través de una mirilla o mediante dos sistemas que sean redundantes entre sí, por ejemplo, con espejos y por medio de un sistema de circuito cerrado de televisión. Debe existir comunicación oral. En todo estudio radiológico el haz de radiación debe limitarse al área de interés y ser siempre menor al tamaño de la película radiográfica o del intensificador de imagen utilizada, de manera que el área expuesta del paciente, sea únicamente la indicada por el médico radiólogo; en caso de presentarse un estudio radiológico en el que las gónadas del paciente queden a menos de 5 cm del campo de radiación, deben protegerse con un blindaje de espesor equivalente de al menos 0.5 mm de plomo, excepto cuando el blindaje interfiera en el estudio o excluya información diagnóstica importante. Para los pacientes que presentan dificultad para permanecer quietos durante la exposición, el técnico radiólogo debe usar inmovilizadores, tales como bandas de compresión, empuñaduras, vendas, cuñas, fijadores de cabeza, entre otros, y adicionalmente emplear técnicas radiográficas rápidas. En la realización de estudios con radiodiagnóstico, la distancia foco-piel no debe ser menor que 30 cm; en caso de que el equipo no cuente con sistema automático de exposición, se debe utilizar un método para determinar el espesor del paciente y poder seleccionar la tensión (kV) adecuada y usar los parámetros recomendados por el fabricante del equipo. Con el objeto de reducir la exposición del paciente, se debe utilizar en todos los estudios radiográficos, la combinación compatible Chasis-Pantalla-PelículaProcesador automático o manual, así como la compatibilidad del procesador automático con los químicos adecuados al procesador y al tipo de película. Cuando el paciente sea una mujer con capacidad reproductora, el médico radiólogo y el técnico radiólogo deben investigar la posibilidad de embarazo; en caso de que la paciente se encuentre embarazada y requiera un estudio radiológico, el médico radiólogo debe sugerir al médico solicitante la aplicación de una técnica alternativa que no implique exposición a la radiación. De ser necesario el estudio radiológico, se deben usar las medidas de protección aplicables a fin de que el feto reciba la mínima radiación posible. En los estudios de fluoroscopía, se administra la mayor dosis al paciente, el médico solicitante y el médico radiólogo deben evaluar con mayor cuidado la necesidad del estudio, para asegurar que el beneficio potencial para el paciente compense el riesgo debido a la exposición, por lo que se debe considerar lo siguiente: Se prohíbe el uso de equipo de fluoroscopía sin intensificador de imagen. La fluoroscopía no debe usarse en sustitución de la radiografía. 84 •
•
•
•
En todo estudio fluoroscópico, el campo de radiación debe limitarse exclusivamente al área de interés, asegurándose que no sea mayor al tamaño del intensificador de imagen. Durante los estudios fluoroscópicos, se debe emplear el tiempo mínimo indispensable, accionando el interruptor de fluoroscopía siempre en forma intermitente y considerar la protección radiológica de órganos sensibles como cristalino, tiroides y gónadas.
En los estudios de Mamografía, únicamente pueden ser aplicados por los médicos radiólogos y aquellos técnicos radiólogos que hayan recibido capacitación en mamografía en una institución de salud reconocida por la Secretaría de Salud. Para pacientes menores de 20 años debe usarse un método alternativo, se puede emplear mamografía únicamente en casos analizados por un médico oncólogo certificado o por otros especialistas, en cuyo caso se deberá entregar conjuntamente con la prescripción la justificación del estudio. Toda placa radiográfica debe contener una impresión (a la derecha del paciente), con la siguiente información: fecha del estudio, nombre del paciente, identificación del establecimiento y clave o iníciales del técnico que la tomó. En mamografía se deben incluir los parámetros de exposición de cada placa, para poder tomar nuevas placas bajo las mismas condiciones y facilitar la comparación al estudiar la evolución de la enfermedad. V.6.2. PROTECCIÓN DEL P.O.E. La dosis absorbida que reciba el P.O.E., con motivo de la operación de los equipos en establecimientos de radiodiagnóstico, debe mantenerse tan baja como razonablemente pueda lograrse y estar siempre por debajo de los límites establecidos en la normatividad vigente, por lo que todo el P.O.E. debe utilizar los dispositivos de protección con que cuenta el equipo de rayos X para atenuar la radiación dispersa (cortinillas plomadas, marco plomado alrededor de la pantalla, placas de plástico plomado, mamparas, filtros compensadores, entre otros), durante la realización de los estudios radiológicos, emplear el colimador apropiado para obtener el haz mínimo necesario y utilizar la tensión adecuada. Asimismo debe portar su dosímetro personal durante la jornada de trabajo. Durante los estudios de fluoroscopía, deben extremarse las medidas de protección radiológica, tanto por la necesidad de permanecer cerca del paciente como por el mayor tiempo de exposición, de igual forma durante dichos estudios, el personal que participe debe usar mandil con espesor equivalente a 0.5 mm de plomo. Cuando se utilice un equipo móvil, el operador debe mantenerse a una distancia mayor a 1.8 m del paciente y emplear un mandil plomado.
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V.6.3. PROTECCIÓN DEL PÚBLICO. Las personas del público cuya presencia no sea estrictamente indispensable para la realización del estudio radiológico, deben permanecer fuera de la zona controlada durante la operación del equipo. Cuando por las condiciones de incapacidad del paciente se requiera la presencia de un acompañante durante el estudio radiológico, a este último se le darán instrucciones específicas de lo que va a hacer y del riesgo que implica, por lo que debe emplear el equipo de protección adecuado (mandil, guantes, entre otros) y mantenerse siempre fuera del haz directo de radiación. En las zonas no controladas del establecimiento, los niveles de radiación durante la operación del equipo, deben ser adecuados para que ningún individuo reciba una dosis superior a los límites establecidos para el público. V.7. PROTECCIÓN DE GÓNADAS. En todo estudio radiológico en el que las gónadas del paciente queden a menos de 5 cm del campo de radiación, deben protegerse con un blindaje de espesor equivalente de al menos 0.5 mm de plomo, excepto cuando el blindaje interfiera en el estudio o excluya información diagnóstica importante. Durante los estudios de fluoroscopía, deben extremarse las medidas de protección radiológica, tanto por la necesidad de permanecer cerca del paciente como por el mayor tiempo de exposición, especialmente aquellas asociadas con la protección de gónadas. Durante los estudios fluoroscópicos, se debe emplear el tiempo mínimo indispensable, accionando el interruptor de fluoroscopía siempre en forma intermitente y considerar la protección radiológica de órganos sensibles como cristalino, tiroides y gónadas. V.8. ALTERNATIVAS PARA PACIENTES EMBARAZADAS. Cuando se presente el caso de que el paciente sea una mujer con capacidad reproductora, el médico radiólogo y el técnico radiólogo deben investigar la posibilidad de embarazo. En caso de duda se deben aplicar las medidas de protección radiológica a mujeres embarazadas. Cuando una mujer embarazada requiera un estudio radiológico, el médico radiólogo debe sugerir al médico solicitante la aplicación de una técnica alternativa que no implique exposición a la radiación. De ser necesario el estudio radiológico, se deben usar las medidas de protección aplicables a fin de que el feto reciba la mínima radiación posible.
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V.9. VISITAS Y ACOMPAÑANTES. Durante el estudio radiológico únicamente el paciente debe permanecer en la sala de exposición, sólo en casos excepcionales, cuando sea imprescindible para llevar a cabo el procedimiento necesario o para fines de entrenamiento, podrá acompañarlo otra persona. Dicha persona debe recibir instrucciones específicas de lo que va a hacer y del riesgo que implica, debe emplear el equipo de protección adecuado (mandil, guantes, entre otros) y mantenerse siempre fuera del haz de radiación. El equivalente de dosis debe limitarse a 5 mSv por estudio radiológico. V.10. CONTROL DE RECEPCIÓN DE LA PLACA. Se debe de proveer del equipo y accesorios necesarios, así como establecer un programa de control de calidad para el equipo generador de rayos X, la consola de control, el sistema de imagen, la operación y el proceso de revelado de placas o películas. En el caso del revelado de placas mamográficas, éste debe realizarse en un procesador automático de película que tenga un programa de control de calidad. De preferencia en uno exclusivo ajustado para ese fin. La lectura de placas mamográficas debe hacerse de preferencia en los negatoscopios diseñados especialmente para ese tipo de placas con una intensidad de 3,000 cd/m2. En la toma de placas con equipos móviles o portátiles debe emplearse siempre el colimador con iluminación del campo o bien el cono adecuado, para delimitar el haz de radiación a la zona de interés diagnóstico. Queda prohibido el uso de equipos sin colimador. Con objeto de reducir el número de placas repetidas por error de operación o de revelado, se deben establecer los controles administrativos adecuados para contabilizarlas, para efectuar una revisión técnica periódica a fin de determinar las causas de la repetición y para aplicar las medidas correctivas pertinentes. V.11. MANUAL DE PROTECCIÓN Y SEGURIDAD RADIOLÓGICA. El Manual de protección y seguridad radiológica es un documento cuyo objetivo es que todas las acciones que involucren el manejo de equipos que generen radiación ionizante, se ejecuten cumpliendo con normas y procedimientos de protección radiológica adecuados, para reducir las exposiciones ocupacionales y del público a valores tan bajos como razonablemente pueda lograrse, tomando en cuenta factores económicos y sociales. Debe contener los procedimientos de protección y seguridad radiológica aplicables a las actividades que se realicen en el establecimiento. El responsable de la operación y funcionamiento debe disponer de un manual de protección y seguridad radiológica del establecimiento en el que se fijen objetivos específicos para asegurar el cumplimiento de los límites de dosis tanto para el P.O.E. como para el público y para minimizar la dosis a los pacientes, 87
tomando en cuenta los niveles orientativos como una guía no limitante (ver Tabla 9). V.12. MANUAL DE PROCEDIMIENTOS TÉCNICOS. Debe existir un Manual de Procedimientos Técnicos autorizado conjuntamente por el titular y el responsable de la operación y funcionamiento, que explique la forma de realizar cada una de las técnicas de exploración radiológica que se utilicen en el establecimiento, preparado de conformidad con las normas de protección y seguridad radiológica vigentes. Durante la realización de los estudios radiológicos, el operador (médico radiólogo o técnico radiólogo) debe apegarse a lo indicado en dicho manual. El contenido del manual debe actualizarse cuando el avance de la técnica, el cambio de equipo o el cambio de procedimientos lo amerite. En todo estudio radiológico el haz de radiación debe limitarse al área de interés y ser siempre menor al tamaño de la película radiográfica o del intensificador de imagen utilizados, de manera que el área expuesta sea únicamente la indicada en el manual de procedimientos técnicos. Las películas radiográficas deben procesarse utilizando exclusivamente el procedimiento y los reactivos aprobados en el manual de procedimientos técnicos. En los casos de estudios especiales no contemplados en el manual de procedimientos técnicos, evaluar el estudio solicitado y establecer el procedimiento más adecuado a fin de obtener la información diagnóstica requerida, con la mínima exposición para el paciente. Seguir las indicaciones del manual de procedimientos técnicos, a fin de aplicar la técnica adecuada a cada tipo de estudio, empleando los parámetros que aseguren la mejor información diagnóstica con la mínima dosis al paciente y al P.O.E.
V.13. REGISTROS. El programa debe incluir el registro de la calendarización, fechas y resultados de las prácticas de vigilancia, del control de calidad, las dificultades encontradas, las medidas correctivas aplicadas, la fecha de su aplicación y su efectividad así como la evaluación del programa.
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